国外核燃料后处理设施发展历史与技术特点

摘要

本报告对国外核燃料后处理设施的发展历史、核心技术、安全保障及宏观影响因素进行了全面深入的研究。报告追溯了后处理技术从早期军事需求驱动的湿法工艺（磷酸铋、REDOX）到目前主流的溶剂萃取 PUREX 工艺的演进过程。详细分析了 PUREX 工艺的技术原理、流程、关键设备、运行效率、安全与废物处理特点。同时，重点考察了后 PUREX 时代为应对核不扩散、废物最小化及新型燃料循环需求而衍生的 COEX、UREX+ 系列（如 UREX+1a、GANEX、DIAMEX-SANEX）等湿法改进工艺，以及适用于快堆燃料的 PYRO 电化学干法工艺的技术原理、流程、关键设备、运行效率、安全风险、核材料衡算与保障监督及三废处理特点。

报告系统性地考察了美国、法国、英国、俄罗斯、日本等主要国家在后处理设施建设、技术研发和政策战略上的历史脉络与现状，对比分析了各国选择特定技术路线和发展速度的宏观驱动与制约因素。研究发现，PUREX 工艺凭借其高度的技术成熟度、高效的铀钚分离能力和大规模工业化经验，仍是当前商业后处理的主流。而以 UREX+ 和 PYRO 为代表的新一代技术，在提升防扩散性（通过锕系元素共同回收）、优化废物管理（通过分离长寿命核素用于嬗变）以及适应未来第四代反应堆需求方面展现出潜力，正处于研发或工程示范阶段。

报告强调，核材料衡算与保障监督，以及严格的多层次安全风险评估与应对体系（临界安全、辐射防护、围阻、火灾爆炸、化学风险），是后处理设施安全稳定运行和实现核不扩散目标的关键支柱。后处理产生的高放废液玻璃固化技术是目前主要的固化手段，而新工艺旨在通过废物组分调控进一步优化废物管理。

未来发展趋势指向与第四代核能系统耦合、全锕系元素回收嬗变、提高自动化智能化水平以及探索模块化小型化设施。后处理的战略地位受能源安全、经济成本、国际政策、公众接受度和技术挑战等多重因素影响，其发展前景取决于在技术、经济、安全与防扩散维度上取得的综合进展。

关键词：核燃料后处理、PUREX、UREX+、PYRO、核材料衡算与保障、安全风险、废物处理、乏燃料循环、国际合作

第一章引言

1.1 研究背景与意义

核能作为一种重要的低碳能源，在全球能源供应中发挥着日益重要的作用。随之而来的是用过核燃料（乏燃料）的持续累积。乏燃料含有裂变产物、次锕系元素等高放射性废物，同时也包含具有潜在能源价值的未燃尽铀和新生成的钚。对乏燃料进行后处理（Reprocessing），即通过物理化学方法分离回收有价核素并对放射性废物进行处理，是实现核燃料循环闭合、提高天然铀资源利用率、减小废物量和毒性的关键环节。

国外在核燃料后处理领域拥有漫长的发展历史、丰富的工程经验和多样化的技术路线。系统研究其发展历程、分析主流及新型技术的特点、理解其安全、保障和废物管理体系，对于我国评估后处理技术的现状与未来、优化燃料循环战略、保障核安全与核不扩散目标具有重要的理论和实践价值。

1.2 研究目标与内容

本研究旨在系统性地分析国外核燃料后处理设施的发展历史、技术特点及其背后的宏观因素，具体目标包括：

1.梳理国外核燃料后处理技术从起源至今的主要历史阶段、关键技术里程碑及驱动因素。

2.深入分析当前主流的 PUREX 工艺以及为提升防扩散和废物管理效率而发展的新型湿法（UREX+ 系列、COEX、GANEX）和干法（PYRO）后处理工艺的技术原理、详细流程、关键设备、运行效率、技术成熟度及主要挑战。

3.考察美国、法国、英国、俄罗斯、日本等主要核能国家在后处理领域的发展概况、设施建设、政策战略及影响其决策的特殊因素。

4.详细阐述核材料衡算与保障监督在后处理设施中的基本原理、国际标准、实施方法及不同工艺带来的挑战与应对。

5.全面评估后处理过程中的主要安全风险（临界、辐射、化学、火灾、设备故障等）及通用的安全设计原则、应对技术和应急准备体系。

6.深入分析后处理产生的三类放射性废物的特点、主流的处理与固化技术（特别是高放废液的玻璃固化），以及后处理对环境的影响和控制措施。

7.深入分析影响国外后处理技术路线选择、发展速度和设施建设的宏观驱动因素（能源安全、资源利用、国防需求、废物管理目标）和制约因素（经济成本、核不扩散、技术复杂性、公众接受度）。

8.总结国外后处理技术的演进路径，展望未来发展趋势，特别是与第四代核能系统的耦合。

1.3 研究方法

本研究主要采用文献调研与分析的方法，依据国际原子能机构（IAEA）、各国核监管机构（如美国 NRC）、世界核协会（WNA）、相关国家实验室及研究机构发布的官方报告、技术文献、学术论文和权威网站上的公开信息，对国外核燃料后处理领域进行系统性梳理和深入分析。具体研究方法包括：

•文献收集与整理：广泛收集关于核燃料后处理历史、主要工艺（PUREX、UREX+、PYRO 等）、国家政策、设施概况、安全法规、核材料保障、废物处理等方面的国内外权威文献资料。

•关键技术原理分析：对 PUREX、UREX+、PYRO 等核心后处理技术的化学或电化学原理、工艺流程、关键设备功能进行深入解读，阐明其技术特点和优势劣势。

•历史案例与政策解读：通过回顾美国、法国、英国等国的后处理历史进程，分析其政策演变、设施建设与关闭原因，理解宏观因素如何塑造各国不同的后处理战略。

•数据整合与比较：梳理不同工艺在运行效率、废物产生、安全保障等维度上的信息（如文献中提及的回收率、去污因子、废物体积等），进行横向比较。

•综合分析与评估：在对各要素独立分析的基础上，进行系统性整合，评估不同后处理技术路线的综合效益和风险，以及影响其推广应用的宏观环境。

1.4 报告结构

本报告主体结构将按照大纲进行组织，共分为十一章：

•第一章：引言

•第二章：核燃料后处理的历史起源与技术演进

•第三章：主要国家后处理设施发展概况与战略分析

•第四章：PUREX 工艺技术特点深入分析

•第五章：UREX+ 系列工艺技术特点深入分析

•第六章：PYRO 工艺技术特点深入分析

•第七章：核材料衡算与保障监督体系

•第八章：安全风险评估与应对体系

•第九章：三废处理与环境影响控制

•第十章：宏观驱动、制约因素与未来发展趋势

•第十一章：结论与建议

第二章核燃料后处理的历史起源与技术演进

核燃料后处理技术的诞生与发展与人类对核能的探索及其在军事和民用领域的应用紧密相连。其历史可以追溯到二战时期核武器开发所需的钚提取。

2.1 早期技术起源与发展

早期后处理技术的主要驱动力是生产武器级钚（²³⁹Pu）。由于早期反应堆以天然铀为燃料，产生的乏燃料中含有微量的钚，需要将其从大量的铀和裂变产物中分离出来。

2.1.1 军事需求的驱动：核武器级钚的提取

1940年代，曼哈顿计划催生了首批后处理技术。当时的目标是从反应堆辐照过的金属铀棒中快速、高效地提取高纯度钚，以满足核武器的生产需求。效率和纯度是首要考量，而废物量、环境影响和经济性则相对次要。

2.1.2 Bismuth Phosphate 工艺：原理、特点与局限性

•原理与技术： Bismuth Phosphate 工艺（磷酸铋工艺）是第一种实现工业规模应用的后处理技术，于1940年代在美国汉福德场址投入使用¹²²⁴。该工艺基于沉淀化学，利用钚（IV）在硝酸溶液中可以与磷酸铋形成不溶性沉淀的特性，而铀和大多数裂变产物则保持溶解状态¹²²⁴。流程大致包括：溶解金属铀燃料棒，调整钚的价态至 +4，加入磷酸铋使钚沉淀，过滤分离沉淀，重复沉淀-溶解循环以提高钚的纯度¹²²⁴。

•特点：

￮成熟度：在当时的技术条件下，是唯一能够实现工业化应用的钚提取方法¹²²⁴。

￮纯度：通过多轮沉淀与再溶解，可以获得较高纯度的钚产品。

•局限性：

￮废物量巨大：磷酸铋工艺产生了巨量的高放废液，因为需要使用大量化学试剂且无法有效回收铀，所有未经沉淀的铀和裂变产物都留在了废液中¹²²⁴。这些废液的处理和储存成为长期负担。

￮效率低：这是一个批量处理过程，而非连续过程，操作复杂，效率相对较低¹²²⁴。

￮无法回收铀：该工艺只关注钚的回收，无法回收有用的铀，造成资源浪费¹²²⁴。

￮设备腐蚀：使用强酸性溶液，设备腐蚀问题突出。

2.1.3 REDOX 工艺：溶剂萃取的引入、改进与面临的挑战

•原理与技术：为克服磷酸铋工艺的局限性，REDOX 工艺（Reduction-Oxidation，还原-氧化工艺）于1940年代末在美国汉福德发展起来¹²²⁴。REDOX 首次将溶剂萃取技术引入大规模后处理¹²²⁴。该工艺使用甲基异丁基酮 (MIBK 或 Hexone) 作为有机溶剂，通过调节溶液的氧化还原电位，使铀和钚在不同价态下进入有机相或水相，从而实现分离¹²²⁴。为提高萃取效率，需要向水相中加入大量的硝酸铝作为盐析剂¹²²⁴。

•演进与原因： REDOX 工艺的优势在于实现了连续逆流操作，提高了处理效率¹²²⁴。同时，该工艺能够同时回收铀和钚，避免了磷酸铋工艺中对铀的浪费¹²²⁴。 然而，REDOX 工艺也面临显著挑战：

￮溶剂稳定性差： Hexone 有机溶剂易燃、易挥发，对辐射和化学环境不稳定，容易降解，影响萃取效率，并带来安全风险¹²²⁴。

￮废物量依然较大：需要加入大量的硝酸铝作为盐析剂，导致产生大量含盐的高放废液，虽然废物量比磷酸铋工艺有所减少，但处理依然困难¹²²⁴。

￮水中溶解度高： Hexone 在水中溶解度较高，造成溶剂损失，增加了成本和废物¹²²⁴。

REDOX 工艺的这些缺点推动了对更稳定、更高效、更安全溶剂的探索，这直接促成了 PUREX 工艺的诞生¹²²⁴。

2.1.4 早期工艺向 PUREX 演进的原因与动力

从磷酸铋到 REDOX 再到 PUREX 的演进，核心动力在于不断追求更高的处理效率、更低的废物产生量、更强的化学稳定性、更低的成本以及更高的安全性。

•磷酸铋工艺因其间歇操作、废物量巨大和无法回收铀而被淘汰。

•REDOX 工艺引入了连续溶剂萃取并能回收铀，但在溶剂稳定性、易燃性和含盐废液量方面存在严重缺陷。

•PUREX 工艺的出现，凭借 TBP 溶剂的优越性能（化学稳定性好、辐射耐受性相对高、与水相容性适中、无需大量盐析剂）¹²²⁴，成功克服了 REDOX 的主要缺点，实现了后处理技术的飞跃，为大规模民用和军用后处理奠定了基础。

2.2 PUREX 工艺的诞生与成熟

2.2.1 PUREX 原理的确立：TBP 作为萃取剂

PUREX 工艺（Plutonium-Uranium Reduction EXtraction，钚-铀还原萃取）的核心是使用溶解在惰性稀释剂（如正十二烷或煤油）中的三丁基磷酸酯（TBP）作为有机萃取剂¹²⁴。 TBP 分子能与铀酰离子（UO₂²⁺）和钚离子（Pu⁴⁺）形成可溶于有机相的络合物（如 UO₂(NO₃)₂·2TBP 和 Pu(NO₃)₄·2TBP），而大多数裂变产物和次锕系元素（如 Am³⁺）则形成稳定的水合物，保留在水相中¹²⁴。 通过控制硝酸浓度和氧化还原电位，可以精确控制铀和钚的萃取与反萃取，实现高效分离¹²⁴。

2.2.2 PUREX 工艺的优势：效率、废物量与普适性

与早期工艺相比，PUREX 工艺具有显著优势：

•高效与高纯度： PUREX 工艺能够高效地将铀和钚从大量裂变产物中分离出来，通过多级萃取和洗涤，可以实现高达 10⁶ 到 10⁷ 的去污因子（即最终产品中裂变产物含量比原料中降低 100 万到 1000 万倍）¹⁴。

•废物量大幅减少： TBP 溶剂在水中的溶解度低，且无需大量盐析剂，产生的高放废液量远低于磷酸铋和 REDOX 工艺¹²⁴。 废液经浓缩后体积进一步减小。

•良好的普适性： PUREX 工艺适用于处理各种类型的氧化物燃料（如压水堆、沸水堆、气冷堆的乏燃料），只需对溶解和进料调整步骤进行少量修改¹²⁴。

•化学稳定性： TBP 相对稳定，能耐受一定程度的辐射和化学环境，降低了溶剂降解带来的问题¹²⁴。

•连续操作：整个流程可以实现连续逆流操作，便于大规模工业生产¹²⁴。

2.2.3 PUREX 的工业化应用与全球推广

自1950年代在美国（如萨凡纳河）和英国（如温斯凯尔/Sellafield）实现工业规模应用以来¹²²⁴，PUREX 工艺因其卓越的性能迅速成为全球核燃料后处理的事实标准。法国（La Hague）、俄罗斯（Mayak）、日本（Tokai, Rokkasho）以及印度、中国等国都建设了基于 PUREX 工艺的后处理设施¹²²⁴。法国拉海格工厂是目前全球最大的商业后处理中心，年处理能力高达1700吨乏燃料，其长期成功运行证明了 PUREX 工艺的工业成熟度和可靠性¹²²⁴。

2.2.4 PUREX 的主要改进方向

尽管 PUREX 工艺已非常成熟，但仍存在改进空间，主要包括：

•应对高燃耗燃料：随着反应堆技术发展，乏燃料的燃耗越来越高，放射性更高，裂变产物含量更多，特别是长寿命的次锕系元素和一些难以分离的裂变产物（如镎、锝、碘、氪等）¹⁴。 这要求 PUREX 工艺能处理更高活度的原料，并需要改进分离策略以应对更复杂的化学组分。

•减少溶剂降解问题：高辐射剂量会导致 TBP 降解产生二丁基磷酸 (DBP) 和单丁基磷酸 (MBP)，这些降解产物会影响萃取性能并与核素形成难溶性沉淀，干扰流程¹⁴。 需要改进溶剂净化和回收技术，或探索更稳定的萃取体系。

•提升自动化和远程操作水平：为了应对高放射性环境和提高安全性，对自动化控制, 远程维护和操作设备的需求不断增加⁶。

•减少废物产生和优化废物组分：尽管 PUREX 废物量已大幅减少，但高放废液中仍含有所有裂变产物和次锕系元素。进一步减少废物量、分离特定核素以降低废物热负荷或用于嬗变是重要的发展方向。

2.3 后 PUREX 时代的衍生与创新工艺

进入 PUREX 时代后期，随着国际政治格局变化、核能发展战略调整及对环境安全要求的提高，新的驱动因素促使后处理技术向更高防扩散性、更强废物管理能力和适应未来新型反应堆的方向发展。

2.3.1 核不扩散需求的推动：避免纯钚流

PUREX 工艺能够高效地分离出高纯度的钚，这虽然有利于制造 MOX 燃料，但也意味着存在提取武器级材料的可能性，带来了潜在的核扩散风险。为增强核燃料循环的防扩散性，避免产生纯钚流成为重要的技术发展方向。

•COEX 工艺：铀钚共萃取原理与特点

￮原理与技术： COEX（Co-extraction，共萃取）工艺是法国 AREVA 和 CEA 在 PUREX 经验基础上开发的一种改进型湿法工艺¹²¹。 其核心是有意地使铀和钚在整个流程中保持共同萃取和共同反萃取，始终以混合物的形式存在¹²²¹。 通过调整工艺参数，避免了 PUREX 工艺中单独将 Pu⁴⁺ 还原为 Pu³⁺ 的步骤，从而防止了纯钚的出现¹²²¹。

￮特点：

▪增强防扩散性：由于钚始终与铀（通常还包括少量镎）混合，产品具有一定的“自保护性”（因铀的放射性或通过加入其他放射性物质），使得提取纯钚变得更加困难和危险，显著提高了防扩散能力¹²²¹。

▪流程简化：相较于 PUREX 的 U/Pu 分离步骤，COEX 流程可能有所简化。

▪产品形式：产物是 U/Pu 混合硝酸盐溶液，可直接用于制造混合氧化物 (MOX) 燃料。

￮COEX 工艺被认为技术较为成熟，可以在现有 PUREX 设施基础上进行改造实现，是增强现有后处理防扩散能力的潜在方案¹²²¹。

•UREX 系列工艺：UREX 及 UREX+ 的目标与设计理念 (U/Tc 分离, Actinide Grouping)

￮原理与技术： UREX（Uranium Extraction，铀萃取）工艺由美国在评估下一代燃料循环技术时提出¹²²¹。 初始的 UREX 工艺通过在萃取阶段加入还原剂（如乙酰羟肟酸，AHA），使钚保持 Pu³⁺ 态留在水相，而仅将铀（和锝）萃取到有机相，从而实现铀与其他核素（包括钚）的分离¹²²¹。

￮目标与设计理念： UREX 系列工艺，特别是 UREX+（UREX Plus）系列，是美国在全球核能伙伴关系 (GNEP) 计划下推动的复杂湿法分离体系¹²²¹。 其核心目标是最大化防扩散性（通过不生成纯钚，甚至将所有锕系元素与其他放射性核素混合，即 Actinide Grouping）和优化废物管理（通过分离关键的长寿命核素如次锕系元素 Am, Cm，用于嬗变或专门处理）¹²²¹。 UREX+ 工艺通常设计为多步串联分离流程，除了 U/Tc 分离，还可能包括：

▪分离 Cs/Sr（主要的热源）以降低高放废物的热负荷¹²²¹。

▪分离次锕系元素 (Am, Cm) 与镧系元素 (Ln)，以便将 Am/Cm 用于快堆等反应堆进行嬗变²¹。

▪将 Pu、Np 与 Am、Cm 等次锕系元素一同回收，形成锕系元素的混合物，用于制造新型燃料（如用于快堆的燃料），这被称为 Actinide Grouping¹²²¹。

￮主要变体： UREX+ 系列有多种概念变体，如 UREX+1a（分离 U/Tc, Cs/Sr, Am/Cm+Ln, Pu+Np）、COEX（已述及的 U/Pu 共萃取）等¹²²¹。 这些变体使用不同的新型萃取剂和配体，如 DIAMEX（用于从镧系/锕系中分离镅、锔）、SANEX（用于分离镅、锔与镧系元素）、TRUEX（用于群分超铀元素）等²¹。

￮特点： UREX+ 工艺的优势在于其高度的防扩散性和对废物组分的精细调控能力，有助于实现长寿命放射性废物的减量化和毒性降低¹²²¹。 然而，其流程复杂，涉及多种新型化学试剂，技术集成和工业化面临巨大挑战，目前主要处于实验室和工程示范阶段¹²²¹。 世界核协会资料显示，GNEP 相关研发在2008年后放缓¹。

2.3.2 长寿命放射性核素分离与嬗变需求

除了钚之外，乏燃料中还含有少量但具有长期放射性毒性的次锕系元素（如²⁴¹Am, ²⁴³Am, ²⁴⁴Cm, ²⁴⁵Cm）以及一些长寿命裂变产物（如⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs, ¹²⁹I, ⁹⁹Tc）。将这些长寿命核素分离出来，通过中子辐照将其转化为短寿命或稳定核素（即嬗变），是降低最终废物长期危害的重要途径。

•DIAMEX-SANEX, GANEX 等分组分离工艺

￮目标与原理：这些工艺是为配合嬗变需求而开发的更精细的湿法分离技术，旨在将特定的核素分组分离。例如，DIAMEX-SANEX 体系旨在从镧系/锕系元素混合物中分离次锕系元素（Am, Cm）与镧系元素，使用特殊的萃取剂和配体²¹。 GANEX（Grouped Extraction of Actinides）工艺则旨在将锕系元素作为一个整体或部分从铀和裂变产物中分离出来，用于制造嬗变燃料²¹。

￮特点：这些工艺能够实现对特定核素的高选择性分离，是实现长寿命废物嬗变的前提²¹。 但它们涉及复杂的化学体系和多步操作，技术难度高，目前主要处于研究和实验室验证阶段²¹。

2.3.3 新型燃料循环与反应堆需求

第四代核能系统，特别是快中子反应堆，对核燃料循环提出了新的要求。快堆能够有效利用天然铀中含量丰富的²³⁸U，并能燃烧由慢堆产生的钚和次锕系元素，实现燃料的多次循环和对长寿命废物的嬗变。传统的 PUREX 工艺主要为分离铀和钚服务，而与快堆配套的后处理需要能够高效回收和处理所有锕系元素，并可能需要在反应堆附近实现闭环。

•PYRO 工艺 (电化学/干法)：高温熔盐电解原理与适用性 (快堆燃料, 高放燃耗)

￮原理与技术： PYRO 工艺（Pyroprocessing，热化学处理）是一种非水相、高温电化学分离技术，通常在 500°C 左右的熔盐（如 LiCl-KCl 共晶盐）浴中进行³⁴。 流程大致包括：

i.头部处理：移除燃料包壳。

ii.金属化还原 (对于氧化物燃料)： 将乏燃料氧化物（如 UO₂）通过高温还原剂（如锂）或电化学方法转化为金属形式³⁴。

iii.电解精炼：将金属燃料作为阳极，溶解在熔盐中。通过控制阴极的电位，使目标核素（如铀）选择性地沉积在固体阴极上³⁴。 次锕系元素（如 Pu, Np, Am, Cm）与部分稀土元素则可能在液态镉阴极上共同沉积，实现锕系元素的整体回收³⁴。 大多数裂变产物则留在熔盐中³⁴。

iv.阴极产物处理：回收阴极沉积物，通过高温蒸馏去除镉，得到锕系元素的金属混合物，可直接用于制造金属燃料或转化为氧化物燃料³⁴。

v.熔盐净化与废物固化：处理含有裂变产物的熔盐，通过离子交换或电化学方法去除有用核素残留，将剩余的盐固化为稳定的废物形式（如陶瓷或玻璃-沸石复合体）³⁴⁵⁰。

￮适用性： PYRO 工艺特别适用于处理：

▪快堆燃料：快堆燃料通常是金属或氮化物燃料，且燃耗高、放射性高，PYRO 的非水相高温特点更具优势，且能直接产生金属形态的锕系产物适用于金属燃料制造³⁴。

▪高放燃耗燃料：高温环境下，溶剂降解问题不像湿法工艺那样突出，能够更好地处理高放射性的乏燃料³⁴。

￮特点：

▪固有的防扩散优势： PYRO 工艺不会产生纯钚产品，而是将钚与其他锕系元素共同回收，产物具有极高的放射性和中子发射率，难以转移和非法利用，显著增强了防扩散性³⁴。

▪紧凑性：相对湿法工艺，PYRO 设施体积可能更紧凑，适合与快堆整合，实现区域性或反应堆现场的燃料循环³⁴。

▪废物优势：产生的废物形式（如固化盐、金属）体积相对较小，且处理方式与湿法不同³⁴⁵⁰。

￮挑战：高温操作、熔盐的腐蚀性、设备可靠性、大规模工业化经验不足、高温环境下的核材料衡算与监测难度等是其主要挑战³⁴⁵。 目前 PYRO 工艺主要处于工程示范阶段（如韩国 KAERI PRIDE, 美国 ANL, 俄罗斯）³⁴¹⁷¹⁸。

•DUPIC 工艺：压水堆乏燃料直接用于重水堆原理

￮原理与技术： DUPIC（Direct Use of spent PWR fuel in CANDU reactors，压水堆乏燃料直接用于 CANDU 堆）工艺由韩国和加拿大等国研究²²⁴。 其理念是最大限度地减少化学分离步骤，仅通过简单的物理和热处理，将压水堆 (PWR) 的氧化物乏燃料转化为适用于重水堆 (PHWR，如 CANDU) 的燃料形式²²⁴。 流程大致包括：将 PWR 乏燃料切割、加热去除挥发性裂变产物，然后将其氧化物粉碎、与天然铀或贫化铀混合，再制成新的燃料元件²²⁴。

￮特点：

▪极高的防扩散性： DUPIC 工艺几乎不进行化学分离，所有锕系元素和大部分裂变产物都保留在最终燃料中，使其具有极强的“自保护性”，极大降低了核扩散风险²²⁴。

▪流程简化：相较于 PUREX 等化学分离工艺，DUPIC 流程大幅简化²²⁴。

￮挑战：最终燃料的放射性极高，制造过程必须全程在重屏蔽设施中进行远程操作，技术难度大²²⁴。 新燃料的性能、堆内行为以及许可等问题也需要进一步研究验证²²⁴。

2.4 技术演进路径总结与评估

核燃料后处理技术从最初追求军事效率，经过 REDOX 的探索，在 PUREX 工艺上达到工业成熟，成为当前主流。进入后 PUREX 时代，技术演进的驱动力转向了增强核不扩散性、优化废物管理和适应未来新型反应堆的需求。

工艺名称

基本原理

主要应用领域

主要优势

主要局限性

技术成熟度

Bismuth Phosphate

沉淀

军事钚生产

最早实现工业化

废物量巨大、无法回收铀、间歇操作

已淘汰

REDOX

溶剂萃取(Hexone)

军事钚生产、早期民用

连续操作、回收铀钚

溶剂不稳定易燃、含盐废物量大

已淘汰

PUREX

溶剂萃取(TBP)

商业后处理主流

高效、废物量相对少、普适性广、工业成熟

产生纯钚流(防扩散挑战)、溶剂降解、处理高燃耗燃料挑战

工业成熟

COEX

湿法溶剂萃取

增强防扩散的 U/Pu 回收

U/Pu 共萃取，避免纯钚流，增强防扩散性

技术未完全工业化、依赖现有湿法基础

研发/示范

UREX+ 系列

湿法溶剂萃取

防扩散、废物优化、嬗变

高度防扩散(锕系群分)、可分离特定核素降低废物热负荷/毒性

流程复杂、技术集成挑战大、多种新型试剂、工业化困难

研发/实验室

GANEX

湿法溶剂萃取

锕系群分、嬗变

实现特定锕系元素的高选择性分离

流程复杂、处于研究阶段

研究/实验室

PYRO

电化学(熔盐)

快堆燃料、高燃耗燃料

固有防扩散(锕系共回收)、紧凑、适用高燃耗、废物体积小

高温操作、技术成熟度低、大规模工业化经验不足、高温监测难

研发/示范

DUPIC

干法/热机械

PWR 乏燃料用于 PHWR

极高防扩散性、流程简化、废物量少

燃料制造高放、需全程远程操作、堆内行为需验证

研发/示范

总体而言，核燃料后处理技术正在从以 PUREX 为代表的资源回收导向，向以 UREX+ 和 PYRO 为代表的兼顾防扩散、废物管理和未来燃料循环需求的综合优化方向发展。不同技术路线各有优劣，其应用和推广取决于特定的国家战略、经济评估、安全要求和技术成熟度。

第三章主要国家后处理设施发展概况与战略分析

主要核大国在核燃料后处理领域的发展历程和战略选择差异显著，这反映了各自在核能政策、国防需求、经济考量、技术能力和国际环境等方面的不同。

3.1 美国 (United States)

•军事后处理历史 (Hanford, Savannah River H Canyon): 美国是核武器的创始国，其早期的后处理完全服务于军事需求。二战期间，汉福德场址 (Hanford Site) 建设并运行了基于 Bismuth Phosphate 工艺的设施，生产了用于“胖子”原子弹的钚¹²²⁴。冷战时期，汉福德和南卡罗来纳州的萨凡纳河场址 (Savannah River Site) 成为美国主要的军事后处理基地，建设了采用 REDOX 和 PUREX 工艺的大型设施（如 H Canyon）¹²²⁴。这些设施长期运行，积累了丰富的处理经验，但同时也产生了大量的放射性废物，至今仍在进行清理工作。萨凡纳河的 H Canyon 工厂至今仍在运行，用于处理特定类型的含铀/钚材料，包括国防相关的高浓铀和钚¹²。

•民用后处理的尝试、中止与政策转向 (West Valley, Barnwell, 1977 政策): 随着民用核电的发展，美国在1960-1970年代也曾尝试发展商业后处理。纽约州的 West Valley 设施曾短暂运行（1966-1972），处理了少量商用乏燃料，使用了改进的 PUREX 工艺，但因法规变更、技术问题和经济原因提前关闭，留下了复杂的退役和清理难题¹²²⁴。 GE Morris 设施 (伊利诺伊州) 虽然建成，但因技术设计缺陷从未投入运行¹²²⁴。 南卡罗来纳州的 Barnwell 设施是当时规划的最大商业后处理厂，主体工程已基本建成，同样采用 PUREX 工艺，但命运因政策而改变¹²²⁴。

> 1977年，美国总统卡特政府出于强烈的核不扩散考量，决定暂停美国境内的所有商业后处理活动，以树立全球核不扩散的典范¹²²⁴。 这一政策认为，从民用乏燃料中分离钚会增加核扩散风险，主张将乏燃料作为废物进行直接处置（Open Fuel Cycle）¹²²⁴。

尽管后续政府（如里根政府）对该政策有所调整，但美国至今仍未恢复大规模商业后处理。

•GNEP 计划与新型工艺研发 (UREX+): 21世纪初，随着对能源安全和废物管理问题的重新评估，布什政府提出了全球核能伙伴关系 (GNEP) 计划¹²²⁴。 GNEP 的核心理念是发展先进的防扩散后处理技术（如 UREX+ 系列），将钚和次锕系元素共同回收并用于新型反应堆（如快堆）进行嬗变，从而减少最终废物量并提高燃料利用率，同时避免产生纯钚流¹²²¹。 计划设想建立区域性或国际性的燃料循环中心。然而，GNEP 计划因其高昂的成本、技术不确定性以及未能获得国会足够支持，在奥巴马政府时期基本中止¹²。 UREX+ 等相关新型工艺的研发仍在国家实验室进行，但商业化部署计划已不明朗¹²²¹。

•当前政策与未来展望: 当前美国政府在民用乏燃料管理上仍以直接处置为主要政策，同时在科研层面继续探索先进燃料循环技术，包括部分湿法改进工艺和 PYRO 干法工艺³⁴。 美国能源部的一些国家实验室（如阿贡国家实验室 ANL）在 PYRO 技术研发方面走在前沿³⁴。 未来美国是否会重启商业后处理，很大程度上取决于能源政策、核不扩散环境、废物处置进展以及相关技术的成熟度和经济性。

3.2 法国 (France)

法国是目前全球在商业后处理领域最活跃、经验最丰富的国家。其后处理战略与法国高度依赖核能（提供约70%电力）的国情和能源自主需求紧密相连。

•军用后处理起步 (Marcoule UP1): 法国的后处理始于军事需求。位于马库尔（Marcoule）的 UP1 工厂于1958年投运，主要处理法国早期气冷堆 (GCR) 的金属燃料，以提取用于国防的钚¹²。 UP1 于1997年停止运行，目前正在进行退役工作¹²。

•商业后处理的旗舰：La Hague 工厂 (运营历史, 产能, 工艺特点): 法国在民用后处理领域取得了巨大成功。位于拉海格（La Hague）的后处理厂是全球最大的商业后处理设施¹²。 该厂于1976年开始处理氧化物燃料，目前拥有两套并行的生产线 UP2-800 和 UP3，总年处理能力高达 1700 吨乏燃料¹²。 拉海格工厂是基于高度优化和改进的 PUREX 工艺运行的，能够高效地分离铀和钚¹²。

•MOX 燃料循环的实践与配套: 法国是实现商业化 MOX（混合氧化物，由回收的钚和贫化铀混合制成）燃料循环的典范²¹²。 拉海格回收的钚大部分被送往附近的 MELOX 工厂制造 MOX 燃料，然后运回法国和其他国家的压水堆中使用²¹²。 这种模式将后处理与 MOX 燃料制造紧密耦合，实现了钚的快速回用，有效避免了大量纯钚的长期储存，从而在实际操作层面降低了核扩散风险²¹²。

•技术创新与国际服务 (COEX 研发, 国际客户): 法国不仅在运营 PUREX 工艺，还在积极研发更先进的后处理技术，如 COEX 工艺，旨在通过铀钚共萃取进一步增强防扩散性¹²²¹。 拉海格工厂还为日本、德国、比利时等多个国家提供商业后处理服务，是全球核燃料循环服务市场的重要参与者¹²。

法国的后处理战略驱动因素明确：保障能源安全、最大化利用核燃料资源、减少乏燃料累积及废物量、维持核燃料循环自主能力、服务国际市场。其政策稳定，技术成熟，是目前全球后处理商业化的成功范例。

3.3 英国 (United Kingdom)

英国在核能发展和后处理方面也有悠久历史，但其后处理规模和政策近年来发生了显著变化。

•Sellafield 综合设施：Magnox 燃料后处理 (B205): 英国的核能和后处理活动主要集中在塞拉菲尔德（Sellafield）场址（原名温斯凯尔，Windscale）¹²²⁴。 早期为满足军事需求，塞拉菲尔德建设了基于 Butex 工艺的设施，后转向 PUREX²²。 B205 厂是专门用于处理英国早期 Magnox 气冷堆金属燃料的大型后处理设施，采用了适应金属燃料的 PUREX 工艺改进版本，年处理能力可达1500吨¹²。 B205 厂已于2022年停止运行¹²。

•THORP 工厂：氧化物燃料后处理的经验与退役: 针对后来的氧化物燃料（如英国先进气冷堆 AGR 和压水堆 LWR），英国建设了 THORP（Thermal Oxide Reprocessing Plant）工厂，于1994年投入运行，设计年处理能力约900吨¹²。 THORP 同样采用 PUREX 工艺处理氧化物燃料，并为国内外客户提供服务¹²。 然而，THORP 的运营面临技术挑战、经济压力以及公众和环保组织的反对²²。 该厂于2018年停止后处理作业，并计划于2021年开始退役工作¹²。

•当前政策与设施关闭情况: 随着 THORP 和 Magnox 后处理设施的关闭，英国目前已基本停止大规模商用核燃料后处理活动¹²。 英国的政策正逐步转向将乏燃料视为废物进行长期储存和最终处置²²。

•与法国的技术合作: 在 THORP 工厂的建设和运营过程中，英国与法国在 PUREX 技术方面有过合作，THORP 的设计也借鉴了法国拉海格的经验²²。

英国后处理设施的关闭反映了经济性考量（在高昂的运营成本和乏燃料直接处置成本比较下）、技术挑战以及公众压力等因素的综合影响。

3.4 俄罗斯 (Russia)

俄罗斯在后处理领域与法国类似，拥有成熟的技术和大规模设施，并致力于发展先进的闭式燃料循环技术，特别是与快中子反应堆相结合。

•早期后处理历史 (Mayak RT-1): 俄罗斯（苏联）的后处理始于军用目的，主要集中在奥泽尔斯克（Ozersk，靠近车里雅宾斯克）的 Mayak 化学联合企业¹²。 RT-1 工厂于1977年投运，是一座年处理能力400吨的氧化物燃料后处理厂，主要处理 VVER-440 压水堆和部分其他反应堆的乏燃料¹²。 RT-1 厂基于 PUREX 工艺运行，是俄罗斯当前仍在运行的主要湿法后处理设施之一¹²。

•新建与扩建计划 (Zheleznogorsk RT-2): 俄罗斯正在大力推进新的后处理能力建设。位于热列兹诺戈尔斯克（Zheleznogorsk）的 RT-2 工厂正在建设和改造中，规划总年处理能力高达3000吨，分阶段建设，预计第一阶段700吨/年能力将于2025年完成¹²。 RT-2 同样基于 PUREX 工艺设计，旨在处理 VVER-1000/1200 等新型压水堆燃料及其他类型燃料。

•湿法与干法并重的发展路线: 俄罗斯不仅发展大规模湿法后处理，还在积极探索和应用干法（火法，Pyroprocessing）后处理技术，特别是与快中子反应堆燃料循环相结合²¹³。 在谢韦尔斯克（Seversk）等地，俄罗斯正在建设相关试验设施，并在 BN-800 等快堆燃料循环中试点应用电解回收技术¹³²¹³。

•快堆燃料循环的支撑作用: 俄罗斯是快堆技术开发的领先者之一（如 BN 系列反应堆）²¹³。 后处理被视为支撑未来快堆闭式燃料循环、实现对所有锕系元素回收和嬗变的关键技术²¹³。 俄罗斯的后处理战略强调最大化核燃料资源利用、支持快堆发展、减少废物毒性、维持核燃料循环自主，并曾提出与 GNEP 类似的国际核燃料循环中心倡议²¹³。

3.5 日本 (Japan)

日本的核能利用规模较大，但其后处理设施建设历程颇为曲折，其政策目标是实现核燃料循环和钚的回收利用。

•早期海外后处理: 由于国内缺乏大规模后处理能力，日本长期将大部分乏燃料送往法国（拉海格）和英国（塞拉菲尔德）进行后处理¹²。 在海外后处理中回收的铀和钚被运回日本储存或用于制造 MOX 燃料。截至目前，日本在海外储存的回收材料数量庞大。

•东海村小型后处理厂的经验: 日本在东海村建设并运营过一座小型后处理厂（年处理能力90吨），于1977年投运，处理少量国内产生的乏燃料¹²。 该厂的运营积累了日本自己的后处理经验，但规模有限，且在运行中曾发生事故，引发了安全担忧²²。 该厂已于2009年停止运行¹²。

•六所村大型后处理厂建设与启动 (技术基础, 面临挑战): 日本在青森县六所村建设了其首座大型商业后处理厂，设计年处理能力高达800吨¹²。 该厂的技术基础主要借鉴了法国拉海格的 PUREX 工艺¹²。 六所村后处理厂的建设历程异常漫长且多舛，多次推迟启动，面临技术问题、安全审批、成本超支以及公众对核能安全和钚库存的担忧等诸多挑战²²。 根据最新信息，该厂预计将于2020年代中期接续投产¹²。

•核燃料循环政策与钚利用计划: 日本的核能政策旨在实现燃料循环闭合，回收钚用于 MOX 燃料或未来快堆燃料¹²。 然而，六所村后处理厂的延迟以及国内反应堆重启受阻，导致回收钚的累积，这引发了国际社会对日本钚库存的关注和核不扩散担忧²²。 日本政府承诺回收的钚将用于和平目的，并接受国际保障监督。

日本后处理战略的驱动因素包括提高能源自给率、有效利用资源、减少废物量。制约因素则主要是巨大的经济成本、技术延误、安全担忧以及国际社会的防扩散压力。

3.6 其他重要国家 (Other Significant Countries)

除了上述主要国家，一些其他国家也在发展或研究后处理技术：

•印度：印度拥有独立的核燃料循环能力，并建设了多个后处理厂（如 Tarapur, Kalpakkam, BARC Trombay），处理压水堆 (PHWR) 和部分轻水堆 (LWR) 燃料¹²。 印度在快堆燃料后处理方面也有研发，但其部分核设施未处于国际原子能机构 (IAEA) 保障监督之下¹²。

•中国：中国是重要的核能发展国家，正在建设和规划大型核燃料后处理设施，目标是支撑未来核能发展和快堆燃料循环¹²。 中国拥有后处理中试设施，并计划建设商业规模后处理厂，承诺新建钚提取设施将接受国际监督¹²。

•韩国：韩国没有商业后处理设施，但积极进行相关的技术研发²²⁴。 研究领域包括与加拿大合作的 DUPIC 工艺，旨在直接利用压水堆乏燃料制造重水堆燃料，以提高防扩散性²²⁴。 韩国也对湿法改进工艺和 PYRO 干法工艺进行了研究²²⁴。 然而，韩国的后处理计划受到与美国之间关于核材料控制双边协定（“123 协议”）的严格限制，其后处理活动需获美国同意²²⁴。

3.7 各国后处理战略、驱动因素与政策影响对比

国家

战略定位

主要驱动因素

主要制约因素

关键设施/技术

政策影响

美国

军用为主，民用中止，研发先进技术

国防需求（历史），防扩散（当前），未来技术储备

经济成本，防扩散政策，技术复杂性，公众接受度

H Canyon (军用), West Valley/Barnwell (民用尝试), UREX+/PYRO (研发)

1977年政策转向导致民用后处理停滞，研发更防扩散技术，推行直接处置

法国

能源自主，资源利用，闭式循环典范

能源安全，最大化资源利用，废物管理，国际服务

高成本，安全保障

La Hague (商业), UP1 (军用/退役), MELOX (MOX), COEX/GANEX (研发)

长期稳定支持后处理，与 MOX 耦合降低扩散风险

英国

历史悠久，逐步退出商业后处理

能源安全（历史），资源利用（历史），国际服务（历史）

经济成本，环境安全，设施老化，公众压力

Sellafield (Magnox, THORP), B205 (退役)

逐步关闭商业后处理设施，转向乏燃料长期储存与处置

俄罗斯

能源安全，资源利用，支撑快堆闭式循环

能源安全，资源利用，快堆发展，废物管理

投资巨大，部分技术成熟度，国际保障监督（部分设施）

Mayak RT-1, Zheleznogorsk RT-2 (建设中), PYRO (研发/示范)

积极发展湿法和干法后处理，倡议国际燃料循环中心，支持快堆燃料循环

日本

资源利用，燃料循环闭合

能源自给率，资源利用，废物管理

经济成本，技术延误，安全担忧，国际防扩散压力

Tokai (已停运), Rokkasho (建设中), FLUOREX/DIREX (研发)

后处理计划多舛，面临高成本和钚库存问题，受国际防扩散高度关注

其他

各异（自主循环/技术研发/直接利用）

国情需求，资源禀赋，技术能力

成本，国际政策，技术限制

印度（多厂，自主循环）, 中国（规划大厂）, 韩国（DUPIC/PYRO 研发，政策受限）

多样化策略，受国际协议或双边协定影响，技术发展方向受限或集中于特定领域

总结而言，各国后处理战略的选择是多因素权衡的结果。美国因强大的防扩散政策暂停民用后处理，转而研发更具防扩散性的技术。法国将后处理与 MOX 耦合，实现了成熟的商业闭式循环。英国受经济和公众因素影响逐步退出。俄罗斯积极发展后处理以支持其快堆战略。日本则在努力建立自主后处理能力，但面临诸多挑战。这些差异化路径共同构成了国外后处理领域复杂而丰富的全景图。

第四章 PUREX 工艺技术特点深入分析

PUREX 工艺是目前全球核燃料后处理领域应用最广泛、技术最成熟的湿法化学方法。本章将对其技术原理、详细流程、关键设备、运行效率、核材料衡算与保障、三废处理及安全风险进行深入分析。

4.1 技术原理

PUREX 工艺的核心原理是利用溶剂萃取的方法，通过控制乏燃料溶解液的化学条件，使目标核素（铀和钚）选择性地进入有机相，而其他核素（裂变产物和次锕系元素）留在水相，从而实现分离¹⁴。

•溶剂萃取理论基础 (硝酸铀酰, 硝酸钚与 TBP 的络合)

￮使用的有机溶剂是三丁基磷酸酯 (TBP)，通常溶解在惰性稀释剂（如正十二烷或煤油）中，浓度约为 30% (v/v)¹⁴。

￮TBP 是一种极性分子，其氧原子具有较强的配位能力。在硝酸溶液中，铀以硝酸铀酰（UO₂²⁺）形式存在，钚以硝酸钚（主要为 Pu⁴⁺，也存在少量 Pu³⁺, Pu⁵⁺, Pu⁶⁺）形式存在¹⁴。

￮UO₂²⁺ 和 Pu⁴⁺ 离子能够与硝酸根离子和 TBP 分子形成可溶于有机相的络合物：

▪UO₂²⁺ 在硝酸溶液中与硝酸根和 TBP 形成 UO₂(NO₃)₂·2TBP 络合物，进入有机相¹⁴。

▪Pu⁴⁺ 在硝酸溶液中与硝酸根和 TBP 形成 Pu(NO₃)₄·2TBP 络合物，也进入有机相¹⁴。

￮大多数裂变产物（如 Cs⁺, Sr²⁺, Ru³⁺, Zr⁴⁺, Nb⁵⁺）和次锕系元素（如 Am³⁺, Cm³⁺）在 PUREX 工艺的典型酸度条件下难以与 TBP 形成有机溶剂络合物，或形成的络合物对 TBP 的亲和力远低于 UO₂²⁺ 和 Pu⁴⁺，因此它们保留在水相中⁴。

•钚价态控制原理与方法 (还原剂的选择与作用)

￮PUREX 工艺能够分离铀和钚的关键在于对钚价态的精确控制⁴。 在高酸度（如 3M HNO₃）条件下，铀主要以 UO₂²⁺ 存在，钚主要以 Pu⁴⁺ 存在，两者都能被 TBP 有效萃取⁴。

￮为了实现铀和钚的分离（Partitioning），需要将有机相中的 Pu⁴⁺ 转化为对 TBP 萃取能力弱的价态。在 PUREX 工艺中，通常将 Pu⁴⁺ 还原为 Pu³⁺⁴。 Pu³⁺ 离子（如 Pu(NO₃)₃）在硝酸溶液中与 TBP 形成的络合物（如 Pu(NO₃)₃·xTBP）对 TBP 的亲和力远低于 Pu⁴⁺，因此 Pu³⁺ 离子容易从有机相反萃取到水相中⁴。

￮常用的还原剂包括：

▪亚磺酰胺亚铁 (Ferrous Sulfamate, Fe(NH₂SO₃)₂)：是一种强还原剂，能快速将 Pu⁴⁺ 还原为 Pu³⁺⁴。 这是早期和许多现有 PUREX 工厂使用的主要还原剂⁴。 然而，它会引入额外的盐（硫酸盐），增加废液量。

▪亚硝酸铀 (Uranium(IV) Nitrate, U(NO₃)₄)：通过电化学方法或化学方法产生⁴。 U⁴⁺ 也能将 Pu⁴⁺ 还原为 Pu³⁺ (U⁴⁺ + 2Pu⁴⁺ + 2H₂O → UO₂²⁺ + 2Pu³⁺ + 4H⁺)⁴。 使用亚硝酸铀的好处是不会引入外来盐，产生的铀酰离子是工艺中的正常组分，有助于实现盐不生成（salt-free）流程，从而减少废液量⁴。

▪其他如羟胺硝酸盐 (Hydroxylamine Nitrate, HAN) 等也是潜在的还原剂。

4.2 详细工艺流程

典型的 PUREX 工艺流程是一个连续的湿法化学处理过程，主要包括头部处理、溶剂萃取和产品转化三个阶段¹⁴。

1.头部处理 (Head-end)

￮去包壳 (Decladding)：首先需要将乏燃料组件拆开，将燃料棒从组件框架中取出。然后移除燃料棒的金属包壳（如锆合金或不锈钢）¹⁴。 去包壳方法有机械剪切（将燃料棒剪成短段）和化学溶解（用酸溶解包壳）¹⁴。 机械剪切是目前主流方法。

￮溶解 (Dissolution)：剪切后的燃料段（包含燃料芯块和包壳碎片）被送入溶解器，用热浓硝酸溶解燃料芯块（氧化物燃料 UO₂ 或 MOX）¹⁴。 UO₂ 和 MOX 溶解生成硝酸铀酰 (UO₂(NO₃)₂) 和硝酸钚 (Pu(NO₃)₄) 溶液¹⁴。 这个过程会释放裂变气体（如⁸⁵Kr, ¹³³Xe）和挥发性核素（如 ³H, ¹⁴C, ¹²⁹I），以及氮氧化物气体，需要进行尾气处理¹⁴。 溶解不完全的残渣（如贵金属裂变产物 Ru, Rh, Pd 和包壳合金残渣）会留在溶解器底部，作为固体废物处理¹⁴。

￮澄清过滤 (Clarification/Filtration)：溶解液需要进行澄清或过滤，去除不溶性固体颗粒，防止这些颗粒堵塞或干扰后续的溶剂萃取设备¹⁴。

￮进料调整 (Feed preparation)：调整溶解液的酸度（通常在 2-3M HNO₃）和金属离子浓度，以优化后续的溶剂萃取效率¹⁴。 同时，可能需要调节钚的价态，例如将所有的钚氧化为 Pu⁴⁺，以便在第一萃取循环中与铀一同被萃取¹⁴。

2.溶剂萃取 (Solvent Extraction)

￮溶剂萃取是 PUREX 工艺的核心，通常采用多级逆流接触器（如脉冲筛板塔、混合澄清器或离心萃取器）进行¹⁴。 萃取系统通常由多个循环组成。

￮共去污和分离循环 (Co-decontamination and Partitioning Cycle)：这是第一个也是最重要的萃取循环。

▪共萃取 (Co-extraction)：调整好的溶解液（水相进料）与新鲜或再生的有机溶剂（30% TBP/稀释剂，有机相进料）在第一级接触器中逆流接触¹⁴。 UO₂²⁺ 和 Pu⁴⁺ 离子从水相被萃取到有机相中，而大多数裂变产物和次锕系元素保留在水相，形成高放废液 (High-Level Waste, HAW)，从该循环的水相出口排出¹⁴。

▪洗涤 (Scrubbing)：富含铀钚的有机相进入洗涤段，与少量硝酸水溶液逆流接触，以洗涤掉夹带的或微量萃取的裂变产物，进一步提高去污效果¹⁴。

▪分离 (Partitioning)：洗涤后的有机相进入分离段，在此加入还原剂水溶液（如亚磺酰胺亚铁或亚硝酸铀）¹⁴。 还原剂将有机相中的 Pu⁴⁺ 还原为 Pu³⁺¹⁴。 Pu³⁺ 对 TBP 的亲和力弱，因此从有机相反萃取到水相，与大部分水相（包含还原剂及部分硝酸）一同排出，形成钚产品流（水相）⁴。 富含铀的有机相则继续向下流动，准备进入铀反萃取步骤。

▪铀反萃取 (Uranium Stripping)：从分离段流出的富含铀的有机相在另一段接触器中与低酸度硝酸或纯水逆流接触¹⁴。 在低酸度甚至中性条件下，UO₂²⁺ 与 TBP 的络合不稳定，铀从有机相反萃取到水相，形成铀产品流（水相）¹⁴。 有机溶剂则从有机相出口排出，经净化处理后循环使用¹⁴。

￮铀纯化循环 (Uranium Purification Cycles)：从第一循环获得的铀产品流（水相）仍含有微量残留的钚和裂变产物¹⁴。 需要进入额外的溶剂萃取循环进行进一步纯化¹⁴。 通常包含一到两个铀纯化循环，使用稀释的 TBP 溶剂和调节酸度，实现铀的高纯度回收¹⁴。 最终得到高纯度的硝酸铀酰溶液。

￮钚纯化循环 (Plutonium Purification Cycles)：从第一循环获得的钚产品流（水相，Pu³⁺ 溶液）含有残留的铀和裂变产物⁴。 需要进入额外的溶剂萃取循环进行进一步纯化⁴。 钚产品流首先需要将 Pu³⁺ 氧化回 Pu⁴⁺（如用亚硝酸或电化学氧化）以便再次被 TBP 萃取⁴。 随后进行多级萃取、洗涤和反萃取（再次还原 Pu⁴⁺ 为 Pu³⁺ 或使用其他方法）循环，以获得高纯度的硝酸钚溶液⁴。

3.产品转化 (Product Conversion)

￮纯化后的硝酸铀酰溶液和硝酸钚溶液被送往产品转化单元¹⁴。

￮铀转化：硝酸铀酰溶液经蒸发浓缩，然后通过沉淀（如过氧化铀沉淀法）或直接煅烧转化为氧化铀粉末 (UO₃ 或 UO₂)¹⁴。 UO₂ 粉末可直接用于制造压水堆燃料或与钚混合制造 MOX 燃料。

￮钚转化：硝酸钚溶液经蒸发浓缩，通过沉淀（如草酸盐沉淀法）和高温煅烧转化为氧化钚粉末 (PuO₂)¹⁴。 PuO₂ 是制造 MOX 燃料的主要原料。

4.3 关键设备与材料

PUREX 工艺涉及处理高放射性、化学腐蚀性强的物料，对设备的设计和材料提出了很高要求¹⁶。

•溶解器 (Dissolver)：用于溶解乏燃料芯块¹⁴。 通常采用耐腐蚀的不锈钢制造，如 AISI type 304L 或 310L SS¹⁶。 设计时需要考虑临界安全（如限制几何形状或使用中子毒物）、散热（溶解过程放热）和尾气处理。

•溶剂萃取设备 (Solvent Extraction Contactors)：是 PUREX 流程的核心。常见的类型包括：

￮脉冲筛板塔 (Pulsed Sieve-Plate Columns)：结构简单，易于维护，处理能力大，常用于共去污和分离循环¹⁴。 物料在塔内逆流接触，通过外部脉冲器使液体振荡混合。

￮混合澄清器 (Mixer-Settlers)：由混合室和澄清室组成，每级相当于一个理论塔板，级间可以灵活调节¹⁴。 控制灵活，但体积较大。

￮离心萃取器 (Centrifugal Contactors)：体积小，相分离快速，对辐射损伤敏感性较低，适用于处理高活度物料和溶剂降解严重的体系¹⁴。 结构相对复杂。

这些设备同样需要采用耐腐蚀材料（如不锈钢）制造¹⁶。

•蒸发器 (Evaporator)：用于浓缩高放废液、产品溶液等¹⁴。 需采用耐腐蚀材料，并考虑临界安全和散热。

•沉淀/焙烧设备 (Precipitation/Calcination Equipment)：用于将铀、钚产品溶液转化为氧化物粉末¹⁴。 包括沉淀槽、过滤设备、煅烧炉等。需要能够处理放射性粉末，具备良好的密闭性和远程操作能力。

•耐腐蚀材料的选择: 由于流程中使用了热浓硝酸和其他腐蚀性化学品，设备的耐腐蚀性至关重要¹⁶。

￮不锈钢 (Stainless Steel)：是 PUREX 工厂最主要的结构材料，如 AISI type 304L SS (低碳含量，提高耐晶间腐蚀能力) 和 310L SS¹⁶。 它们在典型的硝酸浓度和温度下具有良好的耐蚀性。

￮更高合金钢/特殊合金: 在特别苛刻的条件（如沸腾硝酸、高金属离子浓度）下，可能需要使用更高铬或镍含量的合金，如 310Nb SS 或其他专用耐腐蚀合金¹⁶。

￮锆或钛: 在特定工艺环节或处理强还原性介质时可能使用，但成本较高。

材料选择不仅考虑耐腐蚀，还要兼顾可制造性、成本和对辐射损伤的承受能力¹⁶。

4.4 运行效率与技术成熟度

•铀钚回收率与去污因子: PUREX 工艺经过长期优化，能够实现非常高的铀和钚回收率，通常可达 99% 以上¹²。 对裂变产物的去污因子 (DF) 也很高，产品中裂变产物残留量极低，达到核燃料制造对纯度的要求¹²。

•流程的连续性与规模化能力: PUREX 工艺设计为连续逆流操作，非常适合大规模工业化处理¹⁴。 法国拉海格工厂年处理1700吨的能力充分证明了其规模化潜力¹²。

•工业运行经验与可靠性: PUREX 工艺自20世纪50年代以来在全球多个国家的大型工厂中已安全运行超过70年，积累了极其丰富的工业运行经验¹²。 其关键设备如脉冲塔、混合澄清器等技术成熟可靠。

•溶剂降解问题与应对: 尽管 TBP 比早期溶剂稳定，但在高辐射剂量和硝酸环境下仍会发生辐射和化学降解，产生 DBP 和 MBP 等降解产物¹⁴。 这些降解产物会影响萃取效率，与核素形成难溶性沉淀，并增加废物的复杂性¹⁴。 应对措施包括：

￮控制工艺条件：限制有机相的停留时间，避免高温和高辐射暴露。

￮溶剂洗涤与净化：定期对使用过的有机溶剂进行碱洗等净化处理，去除降解产物¹⁴。

￮溶剂回收或焚烧：对于严重降解的溶剂，需要进行回收再利用或作为废物焚烧处理¹⁴。

￮探索新型溶剂：研发具有更高辐射稳定性的萃取剂。

4.5 核材料衡算与保障监督在 PUREX 中的应用

核材料衡算 (Material Accounting, MA) 和保障监督 (Safeguards) 是 PUREX 工厂安全运行和满足核不扩散要求的核心要素²⁵。 PUREX 工艺产生纯钚流的特性使其成为保障监督的重点对象。

•衡算单元划分 (Material Balance Area, MBA): PUREX 工厂被划分为多个核材料衡算单元 (MBA)，每个 MBA 内对核材料的进、出、存进行精确计量和记录²⁵。 典型的 MBA 可能包括乏燃料接收与储存区、头部处理区、溶剂萃取区（或不同循环）、产品储存区、废物处理区等²⁵。

•关键测量点与方法: 在 MBA 的边界和关键流程节点设置测量点，对核材料的数量进行测量²⁵。

￮进料测量：准确测量进入工厂的乏燃料数量（重量、核素组成），通常通过称重、伽马谱测量、中子测量等方法确定²⁵。

￮过程流测量：在流程中的关键点（如溶解液、产品流、废液流）进行取样和分析（如化学分析、同位素稀释质谱、伽马/中子测量）以确定核材料浓度和流量²⁵。 然而，在线或近实时过程测量在高放环境和化学复杂体系下挑战较大。

￮产品流测量：对最终铀产品和钚产品进行精确测量，包括重量、体积和核素浓度²⁵。

￮废物流测量：测量进入废物处理流程和最终处置的固体、液体、气体废物中的核材料含量²⁵。 废物流的核材料含量虽然低，但总量巨大，其计量对于衡算关闭和查找库存差异至关重要²⁵。

•物理盘点与库存差异分析 (Inventory Difference, ID): PUREX 工厂需要定期进行物理盘点，清点核材料在各个 MBA 的实际物理库存量²⁵。 然后根据账面记录的期初库存、所有增加量和减少量，计算账面库存量。库存差异 (ID) = (期初库存 + 增加量 - 减少量) - 期末物理库存²⁵。 理想情况下 ID 应为零，但测量误差、记录误差、过程损耗等都会导致非零 ID²⁵。 如果 ID 超出事先确定的控制限 (Limit of Error of the Inventory Difference, LEID)，则需要启动调查程序，查找差异原因²⁵。

•保障监督体系与技术: IAEA 根据保障监督协议 (Safeguards Agreements) 对 PUREX 工厂实施保障监督，以核实国家提交的核材料报告是否准确，确保核材料未被转用于非法目的²⁵。

￮独立核查与检查 (Design Information Verification): IAEA 检查员核实设施设计是否符合保障监督要求，并在运行时进行定期或突发检查²⁵。

￮过程监控与仪器技术: 结合使用各种仪器进行监控，如视频监控、容器封记、流量计、液位计、伽马/中子探测器等，持续跟踪核材料的流动和状态²⁵。

￮数据核查与分析: 核查工厂提交的核材料报告，与 IAEA 独立的测量和观察数据进行比对分析²⁵。

￮重点监控： PUREX 工艺的纯钚产品储存区是保障监督的最高优先级区域，实施最严格的监控措施²⁵。

4.6 PUREX 工艺的三废处理与环境影响

PUREX 工艺产生了多种形式的放射性废物，其处理和安全处置是整个核燃料循环的关键挑战¹⁶。

•高放废液 (High-Level Waste, HAW) 的产生与特征: PUREX 工艺第一共去污循环排出的水相是高放废液¹⁴。 这是最危险的废物形式，含有几乎所有的裂变产物和次锕系元素（除少量钚和未燃尽的铀外）以及工艺中使用的化学试剂残留（如硝酸、溶剂降解产物等）¹⁴。 HAW 具有极高的放射性、热负荷高（裂变产物衰变放热）、化学腐蚀性强且寿命长¹⁴。 HAW 需首先在不锈钢罐中长期储存并冷却，以降低其热负荷和放射性¹⁴。

•高放废液的玻璃固化技术: 全球 PUREX 工厂普遍采用玻璃固化技术对 HAW 进行处理¹⁴³⁵。 将浓缩后的 HAW（通常先经过脱硝）与玻璃基质材料（如硼硅酸盐玻璃的玻璃粉）混合，在高温（约 1000-1200°C）下熔融，使放射性核素均匀分散并固化在玻璃体内¹⁴³⁵。 熔融物倒入不锈钢罐中冷却凝固，形成玻璃体¹⁴³⁵。 玻璃体具有良好的化学稳定性、抗浸出性，能够长期稳定地包容放射性核素，体积也大幅减小（相对于原始废液，体积可减小到原来的 1/5）¹²³⁵。 这些玻璃体罐是最终进入地质处置库的主要形式。

•固体废物处理 (包壳, 溶解残渣, 废旧设备):

￮包壳和溶解残渣: 去包壳产生的包壳碎片和溶解过程产生的不溶性残渣（包括贵金属裂变产物）具有中等至高放射性¹⁴。 通常将其压实或固化在水泥或其他基质中进行处置¹⁴³⁵。

￮中低放固体废物: 包括运行过程中产生的废旧手套箱、设备部件、防护服、工具等¹⁴。 根据放射性水平进行分类，采取压实、焚烧、水泥或沥青固化等处理方式，然后进行浅层或中层处置¹⁴³⁵。

•中低放液体废物处理: PUREX 工艺的后续循环和辅助操作也会产生中低放废液¹⁴。 这些废液通常通过蒸发浓缩、离子交换、化学沉淀等方法进行处理，去除或减少放射性核素，使其满足排放标准（通常远低于监管限值）后排放或进一步固化¹⁴。

•气体废物处理 (挥发性核素捕获与排放): 溶解、蒸发、通气等过程会产生含有放射性气体的尾气¹⁴。 尾气处理是 PUREX 工厂环境控制的关键。需要去除挥发性核素：

￮³H (氚): 主要存在于水蒸气中，难以有效捕获，通常稀释后高空排放¹²。

￮¹⁴C (碳-14): 可能以二氧化碳形式存在，难以有效捕获，通常稀释后高空排放¹²。

￮⁸⁵Kr (氪-85): 惰性气体，化学性质不活泼，难以捕集¹⁴。 大多数设施选择稀释后高空排放¹²。 少数国家研究捕获技术（如深冷分离）。

￮¹²⁹I (碘-129): 以碘蒸气或有机碘化物存在，通过吸收（如硝酸汞吸收）、吸附（如银沸石）等方法捕获¹⁴。

此外，尾气还需经过高效的HEPA 过滤器去除放射性气溶胶和颗粒物，并通过高烟囱排放以利于稀释扩散¹⁴。 环境排放受到严格的监管控制和监测。

•环境影响监测与控制: PUREX 工厂的运行可能对大气和水体环境造成潜在影响，主要涉及放射性物质的低水平排放¹⁴。 工厂需建立全面的环境监测体系，监测大气、水体、土壤、生物等介质中的放射性水平，确保排放远低于法规限值¹⁴。 例如，汉福德场址的历史遗留废物曾导致地下水污染²²。 法国拉海格工厂对大气和海洋的放射性排放受到严格监测，并已大幅减少¹²。

4.7 PUREX 工艺的安全风险与应对措施

PUREX 工厂处理的是高放射性、高热负荷、化学腐蚀性强的可裂变物料，其安全风险突出，需要多层次、严格的工程和管理控制措施¹²。

•临界安全风险与控制: PUREX 工艺处理的是可裂变材料（特别是钚和回收的铀），如果核材料在几何形状、浓度、数量或慢化剂条件上组合不当，可能发生链式反应，导致核临界事故⁴²⁶。

￮控制措施：遵循“双重偶发原则”，即至少需要两个独立的、不可能同时发生的错误才能导致临界⁴²⁶。

▪几何控制: 设计设备时限制其尺寸（如细长管道、薄层容器），使其即使充满核材料溶液也无法达到临界质量⁴²⁶。 这是最可靠的控制方法。

▪浓度控制: 限制溶液中核材料的最高允许浓度⁴²⁶。

▪质量控制: 限制单批次或单一区域的核材料总质量⁴²⁶。

▪毒物控制: 在溶液或设备中加入具有高中子吸收截面的材料（如硼、镉），吸收中子，阻止链式反应⁴²⁶。

▪慢化剂控制: 严格控制慢化剂（如水）的存在，避免在干法操作区域或有核材料堆积的场所引入水⁴²⁶。

▪工艺参数限制: 严格控制溶液的密度、温度、混合程度等影响临界可能性的参数。

•辐射安全风险与防护: PUREX 工艺处理的物料具有强放射性，对工作人员和环境构成辐射风险⁵²⁸。

￮防护措施：

▪屏蔽 (Shielding): 使用厚混凝土墙、铅屏等屏蔽材料阻挡伽马射线和中子辐射⁴⁵。 高放区域设备通常安装在厚重的热室 (Hot Cell) 中，热室墙体提供屏蔽，操作通过遥控机械手进行。

▪距离 (Distance): 远离放射源，利用距离衰减降低剂量率⁵。

▪时间 (Time): 限制人员在高辐射区域的停留时间⁵。

▪围阻 (Containment): 采用多层屏障防止放射性物质泄漏⁴²⁷。 包括设备本身、手套箱、热室、厂房结构以及负压通风系统（确保空气流向高活度区域）⁴。

▪远程操作与自动化控制: 大部分操作在高放射性环境下进行，必须采用自动化和远程操作设备，减少人员暴露⁶。

▪辐射监测: 对工作区域、设备表面、人员佩戴剂量计以及环境进行持续辐射监测⁵。

•化学安全风险: PUREX 工艺使用强腐蚀性化学品和有机溶剂，存在腐蚀、火灾、爆炸等风险⁶²⁹。

￮腐蚀: 热浓硝酸对设备材料具有腐蚀性⁶。 选择合适的耐腐蚀材料（如特定不锈钢）和控制工艺条件是关键⁶。

￮火灾/爆炸: 有机溶剂（TBP/稀释剂）具有可燃性，与氧化剂（如硝酸、氮氧化物）接触或在高温下可能发生火灾或爆炸⁶²⁹。 特别是 TBP 的降解产物 DBP/MBP 能与锆、钚等形成有机磷酸盐沉淀，这些沉淀可能自燃或引发爆炸⁶²⁹。 应对措施包括：控制溶剂温度、避免接触强氧化剂、惰性气氛保护、设置火灾探测和自动灭火系统⁶²⁹。

￮溶剂降解产物: 除了影响工艺，TBP 降解产物本身也带来安全风险⁶。 需要有效控制降解或将其从流程中移除。

•设备故障与支持系统失效风险: PUREX 工厂依赖复杂的设备和支持系统（电力、冷却、通风等）⁴³⁰。 设备故障或系统失效可能导致安全问题⁷³⁰。

￮应对措施：采用冗余（关键系统有备用）、多样化（使用不同原理的设备或系统）和故障安全设计（系统失效时能自动转入安全状态）⁷³⁰。 建立严格的设备维护计划和老化管理程序¹⁶¹¹。

•应急准备与响应: 尽管有严格的安全措施，但仍需要为可能的事故做好准备。建立全面的应急准备与响应体系¹⁵。 包括：

￮制定详细的应急预案，涵盖不同事故场景（临界事故、火灾、放射性泄漏等）¹⁵。

￮定期进行应急演练，提高人员应对能力¹⁵。

￮建立有效的内部和外部沟通与联动机制，与地方和国家应急管理部门协调¹⁵。

4.8 总结

PUREX 工艺作为当前核燃料后处理的工业主流，凭借其高效、成熟和规模化能力，在全球广泛应用。它通过 TBP 溶剂萃取实现对铀钚的高效分离，并能将高放废液通过玻璃固化进行稳定处理。然而，PUREX 也面临产生纯钚流带来的防扩散挑战、溶剂降解问题以及处理高燃耗燃料的复杂性。为确保安全，需要严格的核材料衡算与保障监督体系，以及多层次的临界安全、辐射防护、化学安全和设备可靠性控制措施。PUREX 的成功运行经验和技术基础，也为后续 UREX+ 等改进工艺的研发提供了重要参考。

第五章 UREX+ 系列工艺技术特点深入分析

UREX+ 系列工艺是在 PUREX 工艺基础上发展起来的新一代湿法后处理技术，其核心目标是增强防扩散性（通过不产生纯钚流，甚至将钚与其他锕系元素共回收）和优化废物管理（通过分离关键的长寿命放射性核素）。本章将对其技术原理、典型流程、关键设备、运行效率、核材料衡算与保障、三废处理及安全风险进行深入分析。

5.1 技术原理

UREX+ 系列工艺并非单一流程，而是包含多种变体，其共同特点是使用多种新型或改良的溶剂萃取体系，通过调整萃取剂、络合剂、还原剂和酸度等参数，实现对乏燃料溶解液中核素的分组分离 (Actinide Grouping) 或特定核素的移除¹²²¹。

•UREX 基础原理 (铀与 Tc 分离): UREX（Uranium Extraction）是 UREX+ 系列的基础，其首要目标是在第一萃取循环中将铀（以及与铀行为相似的锝 Tc）从钚及其他裂变产物、次锕系元素中分离出来¹²²¹。 与 PUREX 不同，UREX 通过在萃取前或萃取中加入特定的还原剂或络合剂，使钚保持在对 TBP 不易萃取的价态（如 Pu³⁺）或形成不易萃取的络合物，从而阻止钚进入有机相，仅将 U⁶⁺ (UO₂²⁺) 萃取到有机相中¹²²¹。 常用的策略包括使用乙酰羟肟酸 (AHA) 等，它能络合或还原钚，使其留在水相¹²²¹。

•UREX+ 的目标与设计理念 (Actinide Grouping, 减少废物热负荷): UREX+ 系列在 UREX 的基础上，增加了后续的分离步骤，以实现更复杂的分离目标：

￮Actinide Grouping (锕系元素分组): 核心理念是将钚 (Pu)、镎 (Np)、镅 (Am)、锔 (Cm) 等超铀元素以混合物的形式共同回收，而不是像 PUREX 那样分离出纯钚¹²²¹。 这样回收的混合物由于包含了高放射性的 Am/Cm，具有极高的放射性，难以进行非法转移和利用，从而显著提高了防扩散性¹²²¹。 这些锕系元素混合物可用于制造新型燃料，在快堆中进行嬗变。

￮减少废物热负荷: 部分 UREX+ 变体旨在分离高热负荷的裂变产物，特别是⁹⁰Sr 和 ¹³⁷Cs¹²²¹。 这两种核素是高放废液短期（数十年至数百年）热量的主要来源。将它们分离移除可以大幅降低剩余高放废物的热负荷，减轻废物储存和处置设施的散热需求，可能允许更高核素密度的装载或更早地进行处置¹²²¹。

￮分离长寿命核素: 分离长寿命的次锕系元素（Am, Cm）以及一些长寿命裂变产物（如 ¹²⁹I, ⁹⁹Tc）以便进行嬗变，是 UREX+ 的另一个重要目标，旨在降低最终废物的长期放射性毒性²¹。

•主要变体的分离策略 (UREX+1a, COEX, GANEX 等): UREX+ 系列包含多种不同的流程设计，采用不同的新型萃取剂和组合²¹²²:

￮UREX+1a: 这是 GNEP 计划下研究较多的一种变体¹²²¹。 流程可能包括：

i.UREX 步骤: 分离 U 和 Tc（使用 TBP 等）¹²²¹。

ii.CCD-PEG 步骤: 使用冠醚类（如 DCH18C6）与 PEG（聚乙二醇）组成的萃取体系，在低酸度下分离 Cs 和 Sr²¹²²。

iii.TRUEX 步骤: 使用 CMPO（辛基苯基-N,N-二异丁基卡巴酰胺甲基氧化膦）等萃取剂，从剩余溶液中萃取超铀元素（TRU：Pu, Np, Am, Cm）和部分稀土元素¹²²¹。

iv.SANEX 步骤: 使用特定的配体，从 TRU 和稀土混合物中选择性分离 Am 和 Cm 与镧系元素²¹²²。

v.Pu/Np 策略: 根据具体设计，Pu 和 Np 可能在 TRUEX 步骤中与 Am/Cm 一同萃取，形成锕系元素混合物，或者采用其他策略（如 DIAMEX）²¹²²。

￮COEX 工艺: 如前所述，是一种实现 U/Pu 共萃取的湿法工艺，也可被视为 UREX+ 系列中实现特定锕系分组（U+Pu+Np）的一种方式¹²²¹。

￮DIAMEX-SANEX 体系: 更侧重于次锕系元素（Am, Cm）与镧系元素的分离，使用 DIAMEX 萃取剂群分锕系和镧系，再用 SANEX 进一步分离 Am/Cm²¹。 常用于后处理尾液的进一步处理。

￮GANEX 工艺: 旨在将所有的锕系元素（U, Np, Pu, Am, Cm）与部分镧系元素一同从裂变产物中分离出来，用于制造新型燃料²¹²²。

5.2 典型工艺流程 (以 UREX+1a 或代表性流程为例)

以一种简化的 UREX+ 流程（类似 UREX+1a 的理念）为例，其典型流程可能包括以下阶段：

1.头部处理: 与 PUREX 类似，包括乏燃料剪切、硝酸溶解、澄清过滤和进料调整。

2.UREX/U/Tc 回收阶段:

￮在低酸度且加入还原剂（如 AHA）的条件下，用 TBP/稀释剂进行溶剂萃取¹²²¹。 U⁶⁺ 和 TcO₄⁻ 被萃取到有机相，大部分 Pu³⁺、Np⁵⁺/⁶⁺、Am³⁺、Cm³⁺ 以及 Cs, Sr, Ln 等裂变产物留在水相¹²²¹。

￮有机相经反萃取得到铀和锝的溶液，可用于后续铀产品转化和 Tc 回收。

3.Cs/Sr 分离阶段:

￮UREX 步骤排出的水相富含 Pu, Np, Am, Cm, Cs, Sr, Ln 和其他裂变产物¹²²¹。

￮通过特定的萃取体系（如 CCD-PEG），在适当条件下选择性地将 Cs⁺ 和 Sr²⁺ 萃取到有机相²¹²²。

￮有机相经反萃取得到富含 Cs/Sr 的溶液，用于后续处理（如单独固化或长期储存）。

4.次锕系元素 (Am, Cm) 与镧系元素分离阶段 (SANEX):

￮Cs/Sr 分离后的水相含有 Pu, Np, Am, Cm, Ln 等¹²²¹。

￮使用 SANEX 体系，旨在分离次锕系元素 Am³⁺, Cm³⁺ 与行为相似的镧系元素 Ln³⁺²¹²²。 这通常是 UREX+ 中技术难度最高的一步。目标是获得富含 Am/Cm 的溶液用于嬗变，同时将镧系元素作为废物处理。

5.Pu/Np 共萃取与分离策略:

￮根据具体流程设计，Pu 和 Np 可能在上述某个阶段（如 TRUEX）与 Am/Cm 一同萃取回收，形成锕系元素混合物²¹²²。 或者采用其他策略，如先通过 DIAMEX 将所有的 TRU+Ln 萃取，再在后续步骤中分离²¹。

￮最终目标是得到一个包含 Pu, Np, Am, Cm 等的混合物产品流。

6.其他裂变产物分离: 部分流程还可能包括对 I, Kr, Ru, Rh, Pd 等其他长寿命或难以处理的裂变产物进行分离。

7.产品转化与废物固化: 将分离回收的铀、锕系元素混合物等产品转化为适合制造燃料的形式。将不同组分的废液（如高放废液、中低放废液、含有特定裂变产物的废液、有机溶剂废物）进行分类处理和固化。

5.3 关键设备与材料特点

UREX+ 系列工艺与 PUREX 类似，主要依赖于溶剂萃取设备，如脉冲塔、混合澄清器或离心萃取器¹²。 但由于使用了多种新型或改良的萃取剂和配体，以及更复杂的化学体系（如使用 AHA、冠醚、CMPO 等），对设备和材料提出了新的要求：

•新型萃取剂的应用与性能: UREX+ 使用的萃取剂体系比 PUREX 更复杂，可能包含多种成分，如 TBP, CMPO, DHOA, TODGA, 冠醚等²¹²²。 需要评估这些新型试剂在强酸、高辐射环境下的稳定性和降解特性，以及其降解产物对工艺和废物处理的影响。

•多级萃取/洗涤系统的设计: UREX+ 流程包含更多的分离步骤和不同的萃取体系，需要设计更复杂、串联更多级的萃取/洗涤系统¹²。 各个萃取循环之间需要精确控制物料流和化学条件。

•配合新型试剂的材料兼容性问题: 新型萃取剂和配体可能对设备材料产生不同于 PUREX 中 TBP/HNO₃ 的腐蚀效应²¹。 需要对所使用的材料（如不锈钢、聚合物密封件等）与新型试剂、还原剂等的兼容性进行评估和验证。

5.4 运行效率与技术成熟度

•各元素的回收率与分离效果: UREX+ 的目标是实现对特定核素的高效分离和回收¹²。 在实验室和小规模试验中，对于目标核素（如 U, Tc, Cs, Sr, TRU, Am, Cm）的回收率和与其他核素的分离效果可以达到设计要求¹²²¹。 但在集成流程和放大规模后，能否维持高效率并控制交叉污染是挑战。

•流程的复杂性与集成挑战: UREX+ 流程通常比 PUREX 复杂得多，包含更多的化学试剂和更多的串联分离步骤¹²²¹。 将这些步骤有效地集成到一个稳定运行的工业流程中，面临巨大的技术挑战。不同循环之间的接口、物料平衡、参数控制等都需要精心设计和验证。

•当前处于的研发或示范阶段: 尽管 UREX+ 的概念提出较早，且在实验室进行了大量研究，但尚未实现大规模工业部署¹²。 目前主要处于研究、小规模试验和工程示范阶段¹²²¹。 美国的一些国家实验室和研究机构进行了相关的中试规模试验¹²²²。

•工业化面临的技术障碍: UREX+ 的工业化面临多重障碍：

￮流程复杂性和可靠性：复杂流程的长期稳定运行和可靠性需要大规模验证。

￮新型试剂：大量使用新型或昂贵试剂的成本问题，以及试剂的生产、回收和废物处理问题²¹。

￮设备集成：将多个不同萃取体系的设备集成到一个大型设施中的工程挑战。

￮安全问题：某些新型试剂或化学体系可能带来新的安全风险（见下）。

￮经济性：复杂流程和新型试剂可能导致更高的运营成本，其经济性是否优于 PUREX + 嬗变等其他组合方案需要全面评估。

5.5 核材料衡算与保障监督在 UREX+ 中的应用

UREX+ 的设计理念对核材料衡算与保障监督带来了新的机遇和挑战⁴²¹。

•Actinide Grouping 对核材料衡算的影响 (非纯化特性): UREX+ 的核心是锕系元素分组，不分离纯钚⁴²¹。 回收的产品是包含钚、镎、镅、锔等元素的混合物，其放射性很高，具有固有的防扩散优势，使得非法转移和利用变得极为困难和危险⁴²¹。 这在一定程度上降低了对纯钚的保障监督强度需求，但对混合产物的组成分析和核材料量的精确测量提出了新要求⁴²¹。

•近实时核材料衡算技术需求: 复杂的流程、多变的组分以及对锕系元素混合物组成的跟踪，可能需要更先进的近实时核材料衡算 (Near-Real-Time Material Accounting, NRTMA) 技术⁴²⁵。 这要求在关键节点进行更频繁、更精确的测量，并结合先进的数据处理和统计分析方法，以便快速检测异常库存差异。

•过程监测与连续保障监督技术: 需要结合使用各种过程监测技术，如在线密度计、流量计、伽马谱仪、中子探测器等，持续跟踪不同流程段的物料流和核素组成⁴²⁵。 保障监督需要深入到流程内部，实施连续的监控，并可能需要对工艺设计信息进行更细致的核查。由于产物的高放射性，保障监督检查员的现场核查方式也需要调整，更多依赖于远程监测和非侵入性测量技术。

5.6 UREX+ 工艺的三废处理与环境影响

UREX+ 工艺产生的废物种类与 PUREX 类似，但由于分离了特定核素，其废物的组分和处理策略有所不同¹²²¹。

•废液组分变化与处理策略:

￮高放废液: UREX 步骤排出的高放废液（不含 U, Tc）仍然含有主要的裂变产物和部分次锕系元素（取决于后续分组方案）¹²²¹。 如果 Cs/Sr 被分离移除，剩余高放废液的热负荷将显著降低¹²²¹。 这可能有利于废液的长期储存和后续玻璃固化（或采用其他固化方法）更为灵活和安全¹²²¹。

￮含有特定核素的废液: 分离 Cs/Sr、Am/Cm 等核素会产生单独的废液流¹²²¹。 这些废液需要根据其放射性水平、核素组成和化学性质，采用特定的固化处理方案。例如，富含 Cs/Sr 的废液热负荷极高，需要进行单独的玻璃固化或矿物固化，处理难度大³；富含 Am/Cm 的溶液如果用于嬗变，则不作为最终废物处理；如果部分Am/Cm未用于嬗变，其处理和处置则需要考虑其长寿命特点。

￮中低放废液: 类似 PUREX，需要进行处理后排放或固化。

•长寿命核素分离对废物处置的影响: 将长寿命核素（特别是 Am, Cm 和部分长寿命裂变产物）从主要的高放废液中分离出来并进行嬗变，是 UREX+ 重要的优势所在¹²²¹。 如果嬗变成功，可以显著降低最终高放废物的长期放射性毒性，减轻地质处置库的长期负担¹²²¹。 然而，分离本身也会产生新的废物流和潜在的二次污染。

•新型萃取剂和试剂产生的废物: UREX+ 工艺使用了多种新型有机萃取剂、配体和化学试剂²¹。 这些试剂的降解产物、废弃试剂以及相关的清洗废液需要进行专门的处理和处置，可能增加废物处理的复杂性和成本²¹。

5.7 UREX+ 工艺的安全风险与应对措施

UREX+ 工艺在 PUREX 的风险基础上，由于流程复杂性和引入新型化学品，带来了新的安全风险³²¹。

•化学复杂性增加带来的风险: UREX+ 使用多种化学试剂和复杂的化学体系，增加了发生意外化学反应、试剂兼容性问题、沉淀生成、堵塞等风险³²¹。 需要对所使用的化学试剂及其相互作用进行详细的安全评估，并严格控制工艺参数。

•高放热废物分离后的处理安全: 尽管分离 Cs/Sr 降低了主要高放废液的热负荷，但富含 Cs/Sr 的单独废液流具有极高的热负荷和放射性，其储存、处理和固化过程需要专门的设计和严格的安全控制，防止超温、沸腾或泄漏³²¹。

•新型试剂相关的安全问题: 某些新型萃取剂、配体或还原剂可能具有毒性、易燃性、爆炸性或腐蚀性等，需要评估其固有安全特性，并采取相应的处理和储存措施³²¹。 例如，用于分离 Pu/Np 的某些有机配体可能在辐射下产生易燃气体或不稳定物质。

•临界安全: 虽然锕系元素分组降低了提取纯钚的风险，但在流程中仍然存在处理和储存浓缩的锕系元素混合物的环节³²⁶。 需要根据其核素组成和可裂变含量，采取严格的临界安全控制措施。

•辐射防护: UREX+ 处理高放性乏燃料，且锕系元素混合物产品的放射性极高，因此对辐射防护的要求与 PUREX 类似，需要远程操作、重屏蔽和多层围阻³²⁸。

5.8 总结

UREX+ 系列工艺代表了湿法后处理技术在增强防扩散和优化废物管理方面的努力方向。通过多步溶剂萃取和锕系元素分组，UREX+ 旨在不产生纯钚，并将关键长寿命核素分离用于嬗变。其优势在于潜在的防扩散和废物减量效益，但面临流程复杂、技术集成难度大、新型试剂风险以及工业化经验不足等挑战。目前 UREX+ 仍处于研发和示范阶段，其大规模应用取决于能否克服技术障碍并证明其经济性和安全性优势。核材料衡算和保障监督在 UREX+ 中需要适应锕系元素分组的新特点。

第六章 PYRO 工艺技术特点深入分析

PYRO 工艺（Pyroprocessing，热化学处理）是一种非水相、高温电化学核燃料后处理技术，与湿法工艺相比具有显著差异，主要适用于高燃耗燃料和快中子反应堆燃料循环³⁴。

6.1 技术原理

PYRO 工艺的核心原理是利用高温熔盐作为电解质，通过电化学方法在不同的电极上选择性地沉积或溶解核素，从而实现对乏燃料中元素的物理分离³⁴。

•高温熔盐电化学原理 (LiCl-KCl 熔盐体系):

￮通常使用的熔盐体系是 LiCl-KCl 共晶盐，其熔点较低（约 350°C），但 PYRO 工艺通常在500°C 或更高的温度下进行，以保证熔盐的流动性和电导率³⁴。

￮乏燃料中的核素在高温熔盐中以金属离子形式存在³⁴。 例如，金属燃料溶解在熔盐中直接形成金属离子；氧化物燃料则需要先转化为金属，然后金属溶解在熔盐中形成离子³⁴。

￮在电解池中，施加一定的电压。不同的金属离子具有不同的标准电极电位。通过精确控制阴极的电位，可以使具有特定电极电位的金属离子在阴极上还原并沉积为金属³⁴。 具有更正电位的离子会优先沉积。

￮同时，在阳极发生氧化反应。对于金属燃料，乏燃料金属本身作为阳极溶解，释放出金属离子进入熔盐³⁴。对于氧化物燃料，金属化过程中产生的氧化物离子可能在阳极氧化产生氧气。

•氧化物燃料的金属化还原: 大多数商用核电站使用氧化物燃料（如 UO₂）。在进行熔盐电解前，需要将氧化物燃料转化为金属形式³⁴。 常用的方法是在高温熔盐中用锂 (Li) 等还原剂进行化学还原，或通过电化学方法将氧化物还原为金属³⁴。 例如：UO₂(s) + 2Li(dissolved in molten salt) → U(dissolved in molten salt) + Li₂O(s)。生成的 Li₂O 会沉淀，需要定期从熔盐中移除³⁴。

•电解精炼与电极选择性析出 (U, TRU 共沉积): 这是 PYRO 工艺的核心分离步骤³⁴。

￮阳极：通常是装有金属化后乏燃料的容器或电极³⁴。 在电解过程中，乏燃料中的金属（U, Pu, Am, Cm, 裂变产物金属）在阳极溶解，以离子形式进入熔盐³⁴。

￮阴极：根据分离目标，可以使用不同类型的阴极³⁴:

▪固体阴极：通过精确控制电位，使电极电位相对较正的金属离子（如 U³⁺）在固体阴极上选择性地还原沉积为金属³⁴。 这是分离高纯度铀的一种方式³⁴。

▪液态镉阴极 (Liquid Cadmium Cathode, LCC): LCC 是一种常用的阴极³⁴。 在 LCC 上，可以实现铀和超铀元素 (TRU: Np, Pu, Am, Cm) 的共同沉积³⁴。 这是 PYRO 工艺实现锕系元素分组、避免纯钚分离的关键³⁴。 在 LCC 中，锕系元素金属会与镉形成合金³⁴。 电极电位更负的碱金属、碱土金属裂变产物则留在熔盐中³⁴。

￮通过控制电解电压和电流，以及选择阴极材料，可以实现对不同元素的分组分离³⁴。

6.2 详细工艺流程

典型的 PYRO 工艺流程是一个干法高温处理过程，主要包括头部处理、金属化还原、电解精炼和产物/废物处理³⁴。

1.头部处理与燃料还原:

￮去包壳: 与湿法类似，机械或化学移除燃料包壳³⁴。

￮氧化物燃料还原: 对于氧化物燃料，将燃料芯块在高温熔盐中进行金属化还原处理，转化为金属³⁴。

￮溶解 (对于金属燃料): 对于金属燃料，直接将金属燃料溶解在熔盐中形成离子³⁴。

2.电解精炼过程:

￮将金属化后的燃料或金属燃料放入电解槽中作为阳极（或阳极溶解的源）³⁴。 电解槽中充满高温熔盐电解质³⁴。

￮放置阴极（固体或液态镉阴极）³⁴。

￮施加电压进行电解。在阳极，乏燃料金属溶解为离子进入熔盐。在阴极，根据设定的电位和阴极类型，特定的金属离子被还原沉积。

￮铀分离 (使用固体阴极): 如果目标是分离高纯度的铀，使用固体阴极，控制电位使 U³⁺ 选择性沉积³⁴。 沉积的铀呈树枝状晶体，需要定期回收。

￮锕系元素共回收 (使用液态镉阴极): 如果目标是回收锕系元素混合物，使用液态镉阴极，控制电位使 U³⁺, Pu³⁺, Am³⁺, Cm³⁺ 等锕系离子以及部分稀土离子共同沉积在镉中形成合金³⁴。

3.阴极产物处理 (镉蒸馏, 金属锭制备):

￮从阴极回收沉积物。如果使用液态镉阴极，需要通过高温真空蒸馏将镉从锕系合金中分离出来，回收的镉可以循环使用³⁴。

￮得到的锕系元素金属或合金产物（如 U-Pu-Zr 合金）可以进一步处理，制备成快堆燃料元件的形式³⁴。

4.熔盐净化与再生:

￮电解过程中，裂变产物（特别是碱金属、碱土金属、稀土元素）累积在熔盐中³⁴。 部分熔盐需要定期从电解槽中取出，进行净化处理，去除累积的裂变产物，回收残留的有用核素，并再生熔盐³⁴。

￮熔盐的净化和再生是 PYRO 工艺废物管理的重要环节。

6.3 关键设备与材料

PYRO 工艺在高温熔盐环境下运行，对设备和材料提出了特殊要求³⁴。

•氯化器/电解槽 (Chlorinator/Electrolyzer): 是核心反应容器，需要在高温下运行，且能耐受腐蚀性熔盐³⁴。 通常采用高温陶瓷（如氧化铝、氮化铝）或耐高温合金制造³⁴。 需要具备良好的密闭性，常在惰性气氛（如氩气）下操作³⁴。

•熔盐浴与加热系统: 需要精确控制熔盐的温度³⁴。 使用电阻加热或感应加热系统。

•阴极与阳极设计 (固体阴极, 液态镉阴极): 电极设计需要考虑电化学反应效率、产物回收方式以及在高温熔盐中的稳定性³⁴。

￮固体阴极: 通常使用金属棒（如钨、钼）³⁴。

￮液态镉阴极: 涉及到液态金属的管理和回收³⁴。

￮阳极: 可以是简单的金属篮或更复杂的电极设计³⁴。

•高温耐腐蚀材料: PYRO 工艺涉及高温熔盐和金属，腐蚀是重大挑战³⁴¹⁶。

￮需要使用能够在 500°C 以上的熔盐中长期稳定工作的材料³⁴。

￮传统不锈钢在高温熔盐中可能腐蚀严重。需要使用镍基合金（如哈氏合金）或陶瓷材料³⁴。

￮电极材料需要耐高温和耐电化学腐蚀³⁴。

•惰性气氛控制系统: 高温下的金属和熔盐可能与空气中的氧气或水分反应，引发安全问题³⁴。 整个系统通常在充满氩气等惰性气体的热室中操作，以维持惰性气氛并提供辐射屏蔽³⁴。

6.4 运行效率与技术成熟度

•锕系元素的回收率与分离效果: PYRO 工艺的目标是高效回收所有的锕系元素³⁴。 在试验和示范规模上，铀和 TRU（Pu, Np, Am, Cm）的回收率可以达到较高的水平（如 TRU 回收率>96%），但能否实现与 PUREX 类似的极高去污因子（特别是去除稀土元素）是挑战³⁴。 回收产物是锕系元素的混合物，其纯度概念与 PUREX 不同³⁴。

•适用于高燃耗燃料的能力: PYRO 工艺的非水相高温特点使其更能适应处理高燃耗、高放射性、短冷却时间的乏燃料，避免了水辐射分解和溶剂降解的问题³⁴。

•设备可靠性与长期稳定性: PYRO 工艺的设备在高温、腐蚀性环境下运行，其长期可靠性和稳定性是需要进一步验证的关键³⁴。 大规模工业化设施的建设和运行经验不足。

•当前处于的研发或示范阶段: PYRO 工艺的概念提出较早，但其发展和应用主要与快中子反应堆挂钩³⁴。 目前全球（美国、韩国、俄罗斯等）的 PYRO 工艺主要处于工程示范和试验阶段，尚未实现大规模商业化³⁴。

￮美国阿贡国家实验室 (Argonne National Laboratory): 在 IFR（Integral Fast Reactor）计划下，开展了 PYRO 工艺的研究和 EBR-II 快堆乏燃料的后处理试验³⁴。

￮韩国原子能研究院 (KAERI): 积极研发 PYRO 工艺，建设了 PRIDE（PyRoprocess Integrated inactive Demo-plant）非活性示范设施，进行工艺流程的验证³⁴。 韩国视 PYRO 为未来处理乏燃料和核废物的重要技术。

￮俄罗斯: 在其快堆燃料循环计划中，也将电化学方法作为重要方向，并在 BN-800 等快堆燃料生产中进行了试点应用¹³。

•大规模商业化面临的挑战:

￮技术成熟度：关键设备（如大型电解槽、高温密封件、远程维护设备）的放大和长期运行可靠性需要验证³⁴。

￮经济性：高温操作、特殊材料、复杂的远程操作和维护可能导致高成本³⁴。

￮废物处理：熔盐废液的固化和长期处置需要进一步研究和工业规模验证³⁴。

￮核材料衡算与保障：高温、非水相、批量操作以及锕系元素混合物对传统核材料衡算和保障技术提出了挑战³⁴⁵。

6.5 核材料衡算与保障监督在 PYRO 中的应用

PYRO 工艺的固有防扩散优势和独特的操作环境对核材料衡算与保障监督提出了新的要求和挑战³⁴⁵。

•锕系元素共回收的防扩散优势: PYRO 工艺不生产纯钚，而是将钚与高放射性的次锕系元素（Am, Cm）共同回收，形成具有高放射性和中子发射率的混合物产物³⁴。 这种产物由于其危险性，极难被非法转移和利用，提供了固有的防扩散保障³⁴。 保障监督的重点不再是防止纯钚转移，而是确保锕系元素混合物不被转用于非法目的，这在保障监督策略上有所不同⁴²⁵。

•高温环境下的核材料监测挑战: PYRO 工艺在高温熔盐和惰性气氛中进行，设备的外部通常是热室，这使得传统的现场检查和接触式测量变得困难⁵。 核材料的测量和跟踪必须在高放射性、高温环境中进行，需要开发和应用适用于这种环境的远程、非接触式的测量技术⁵。

•过程核算与先进数据分析技术: PYRO 流程通常是批量操作（例如，一次溶解一个批次的燃料，一次进行一个批次的电解）³⁴。 物料流不像湿法工艺那样连续均匀，这增加了基于流量和浓度进行实时核算的难度。需要发展针对批量过程的核材料核算方法，并结合先进的数据分析技术（如蒙特卡洛模拟、同位素关联技术）和过程监测数据，实现精确的过程核算⁵。

•保障监督措施:

￮物理隔离与围阻: PYRO 设施本身位于热室等高强度物理屏障内部³⁴⁵。

￮视频监控: 对热室内部操作进行连续视频监控⁵。

￮核测量井/仪器: 在关键设备（如电解槽、阴极处理单元）附近安装非接触式核测量仪器，如中子计数器（测量中子发射率高的锕系元素）、伽马计数器（测量裂变产物等）⁵。

￮设计信息核查: 详细核查设施设计信息，确保其符合保障监督要求⁵。

￮记录和报告系统: 工厂需要建立详细的核材料操作记录和报告系统，并接受 IAEA 的核查⁵。

￮高级信息技术: 正在探索应用区块链等分布式账本技术来保证核材料核算数据的不可篡改性，提高数据可信度和核查效率⁶⁷。

6.6 PYRO 工艺的三废处理与环境影响

PYRO 工艺产生的废物类型和处理方式与湿法工艺有所不同³⁴。

•熔盐废液的固化: 电解过程中累积了大量的裂变产物在熔盐中，这些熔盐是 PYRO 工艺的主要高放废液³⁴。 熔盐废液的处理和固化是关键步骤。常用的固化方法是将熔盐吸附在沸石等材料中，然后将沸石与玻璃或陶瓷前体混合，通过热压或烧结形成稳定的陶瓷或玻璃-沸石复合体废体³⁴⁵⁰。 这种固化方式能有效地将放射性氯化物稳定封存，且废物体积相对较小³⁴⁵⁰。

•金属废物的产生与处理: 去包壳产生的金属包壳，以及溶解残渣等，可能作为金属废物进行处理³⁴。 可以通过熔融、合金化等方式将其固化为稳定的金属块³⁴。

•气体废物处理 (高温挥发性核素捕获): PYRO 工艺在高温下进行，可能释放挥发性核素（如碘、铯、氚）和裂变气体（氪、氙）¹²⁴³。 处理过程需对尾气进行净化³⁴。 例如，使用过滤系统（如飞灰过滤）和吸附剂（如银基吸附剂）捕获颗粒物和挥发性核素¹²⁴³。

•废物体积减容效果: 相较于 PUREX 产生的大量高放废液经玻璃固化后的体积，PYRO 工艺产生的固化熔盐和金属废物体积通常更小³⁴。 这有利于废物储存和处置。

6.7 PYRO 工艺的固有安全风险与应对措施

PYRO 工艺在高温下处理高放射性活性金属，存在独特的安全风险³⁴。

•高温操作风险: 整个流程在 500°C 以上进行，需要处理熔融盐和高温金属³⁴。 需要可靠的加热和温度控制系统，以及应对高温下材料蠕变、疲劳和失效的措施³⁴。

•熔盐与活性金属的安全问题: 高温熔盐具有腐蚀性³⁴。 金属化还原过程和电解过程中处理的是具有化学活性的金属（如铀、钚、钠、锂等）³⁴。 如果惰性气氛控制失效，这些金属可能与空气中的氧气或水分发生剧烈反应，甚至引发火灾³⁴。 严格的惰性气氛控制和多层围阻是必须的³⁴。

•高放射性锕系产物的处理安全 (自保护特性): PYRO 产生的锕系元素混合物产品具有极高的放射性（特别是含有 Am, Cm）³⁴。 虽然这提供了防扩散的“自保护性”，但也意味着其后续的处理（如转化为燃料）必须在重屏蔽、全远程操作的环境下进行³⁴。 热量管理也是重要问题。

•惰性气氛控制: 维持高纯度惰性气氛（氩气）对于防止金属氧化、控制火灾风险以及保障人员安全至关重要³⁴。 惰性气氛循环和净化系统是关键的支持系统。

•临界安全: PYRO 工艺同样处理可裂变材料。虽然熔盐本身是弱慢化剂，且产物是锕系元素混合物，但仍需通过几何控制、质量限制等措施确保临界安全³⁴²⁶。

6.8 总结

PYRO 工艺作为一种高温电化学干法后处理技术，因其固有的防扩散优势（锕系元素共回收）、对高燃耗快堆燃料的适应性以及废物体积小的潜力，被视为未来先进燃料循环的重要方向。它涉及高温熔盐电解、氧化物金属化等独特环节，使用特殊的高温耐腐蚀材料和设备。尽管在试验和示范规模上取得进展，但 PYRO 工艺的工业成熟度较低，面临高温操作、设备可靠性、废物处理以及高温环境下核材料监测等挑战。其大规模商业化应用取决于能否克服这些技术难题，并与快堆等未来反应堆技术有效耦合。

第七章核材料衡算与保障监督体系

核材料衡算（Nuclear Material Accounting, MA）和保障监督（Safeguards）是确保核燃料后处理设施安全运行和防止核材料被非法转移或滥用的核心制度和技术体系²⁵。 它们是核不扩散体系的重要组成部分。

7.1 核材料衡算基本原理与方法

核材料衡算是一个管理系统，通过建立严密的核材料账目记录和定期的物理库存核对，实现对核材料数量、位置和流动的精确跟踪²⁵。

•账目核算与物理盘点: MA 系统持续记录设施内每一种核材料的接收、生产、转移、消耗和废物产生等所有账面变化²⁵。 同时，设施需要定期进行物理盘点，清点在特定时刻实际存在的核材料库存量²⁵。

•库存差异 (ID) 的计算与分析: 核材料衡算的核心是计算库存差异 (Inventory Difference, ID)，即：

> ID = (期初账面库存 + 增加量 - 减少量) - 期末物理库存²⁵

这个公式旨在量化在衡算周期内，通过账目记录的核材料总量与物理盘点确认的实际库存总量之间的差异。

•测量不确定性与控制限: 理想情况下，如果没有丢失、盗窃或未记录的消耗，ID 应该为零。然而，由于所有测量都存在不确定性 (Measurement Uncertainty)，以及记录错误、过程损耗（如核材料残留在设备、管道、废物中）等因素，实际计算出的 ID 通常不会精确为零²⁵。 国际上通过统计学方法计算出在正常操作和测量误差范围内可能出现的库存差异的控制限 (Limit of Error of the Inventory Difference, LEID)²⁵。 如果实际计算的 ID 超出了 LEID，或者 ID 持续出现异常趋势，则表明可能存在非正常情况（如未记录的丢失），需要启动调查程序²⁵。

核材料衡算通过精确的测量、详细的记录和定期的核对，为核材料的管理和保障监督提供了基础数据。

7.2 国际核材料衡算标准与监管框架

国际社会和各国都建立了完善的核材料衡算标准和监管框架，以确保核材料的和平利用。

•IAEA 保障监督体系与协议 (国家系统 SSAC, 设施级管理): 国际原子能机构 (IAEA) 根据《核不扩散条约》(NPT) 及其他相关保障监督协议，对非核武器国家的核材料实施保障监督²⁵。

￮国家系统 (State System of Accounting for and Control of nuclear material, SSAC): 每个缔约国需要建立和维护一个国家级的核材料衡算和控制体系²⁵。 SSAC 负责对本国境内的所有核材料进行管理、记录和向 IAEA 提交国家核材料报告²⁵。

￮设施级管理: 设施运营者（如后处理厂）负责在其设施内建立和运行符合 SSAC 和 IAEA 要求²⁵的核材料衡算系统。包括划分衡算单元、设置测量点、记录物料流动、进行物理盘点等。

￮IAEA 职责: IAEA 通过审查国家报告、对设施进行独立检查和核查、使用独立的监测设备等方式，核实 SSAC 提交的信息是否准确，从而对核材料是否被转用于非法目的得出保障结论²⁵。 IAEA 发布了《核材料衡算手册》等指导文件，详细介绍了核材料衡算的最佳实践和技术要求¹⁵。

•美国 NRC 核材料控制与衡算法规 (10 CFR Part 74): 作为核武器国家，美国拥有自己的国内核材料控制与衡算 (Material Control and Accounting, MC&A) 体系²⁵。 美国核管理委员会 (NRC) 通过联邦法规 10 CFR Part 74 对民用核设施的 MC&A 程序进行规范²⁵。 这些法规对设施的 MC&A 计划、记录保存、测量要求、物理盘点频率、库存差异报告和调查等提出了严格要求²⁵。

•NMMSS 等数据库的作用: 美国能源部和 NRC 共同维护着核材料管理和保障监督系统 (Nuclear Materials Management and Safeguards System, NMMSS)，这是一个集中式的数据库，记录了美国境内所有受管制核材料（包括国防和民用用途）的持有、生产、转移和库存信息²⁵。 NMMSS 支持政府对核材料的跟踪监控和监管²⁵。 其他国家也建立了自己的国家核材料数据库。

7.3 后处理设施核材料衡算的关键环节

后处理设施由于其复杂的流程、高放射性环境和化学形态的变化，核材料衡算具有特殊性，需要关注以下关键环节²⁵:

•进料、过程流、产品流的测量与记录:

￮进料 (乏燃料): 对进入后处理设施的乏燃料进行精确测量是衡算的第一步²⁵。 需要准确确定乏燃料的数量、重量、初始富集度、燃耗以及关键核素（U, Pu, 次锕系元素）的初始含量²⁵。 常用的方法包括称重、无损测量（如伽马谱测量、中子测量）以及对少量乏燃料进行破坏性分析²⁵。

￮过程流: 在流程中的关键节点（如溶解液槽、萃取循环进出口、浓缩器等）对物料的流量、体积、密度、温度以及核材料浓度和同位素组成进行测量²⁵。 然而，高放射性和化学复杂性使得在线或近实时测量挑战较大，常需要通过取样进行离线分析²⁵。

￮产品流: 对最终的高纯度铀产品和钚产品进行精确测量，包括重量、体积、浓度和同位素组成²⁵。 这是相对容易进行精确测量的地方。

•物理清点与连续监测的结合: 后处理设施通常采用物理清点和连续监测相结合的方式进行衡算²⁵。

￮物理盘点: 定期（如每年一次或半年一次）对设施内所有可访问区域的核材料进行物理清点²⁵。 对于高放射性区域的物料，盘点通常通过间接方法（如液位测量、罐体称重、非破坏性测量）结合账目记录进行²⁵。

￮连续监测: 在关键区域和流程环节安装在线监测设备，对核材料的状态和流动进行持续监控²⁵。 例如，液位计、流量计、伽马/中子探测器、视频监控等。

•废物流中的核材料计量: 后处理过程产生多种废物流（高放废液、中低放废液、固体废物、气体废物），其中都含有微量或痕量的核材料²⁵。 对废物流中的核材料含量进行精确计量对于衡算关闭和确保核材料不通过废物流隐蔽流失至关重要²⁵。 需要开发和应用针对不同废物形态（液体、固体、气体）和放射性水平的测量技术²⁵。

7.4 保障监督措施与技术应用

IAEA 对后处理设施的保障监督通常是强度最高的，结合了多种措施和技术²⁵。

•独立核查与检查 (Design Information Verification): IAEA 检查员在设施建设、调试和运行阶段对设施的设计信息进行核查，确保其符合保障监督要求，并评估设施的保障监督可行性²⁵。 运行阶段进行定期或突发检查，核实设施报告与实际情况是否一致²⁵。

•过程监控与仪器技术: 在关键衡算单元和物料流路径上安装 IAEA 的独立监测设备²⁵。

￮非破坏性测量 (Non-Destructive Assay, NDA): 使用伽马谱仪、中子计数器（如中子阱）等测量仪器，对乏燃料、产品、废物等进行非接触式测量，确定核材料含量和同位素组成⁵。

￮容器封记与监控: 对重要的容器、储存罐、阀门等进行封记，防止未经授权的开启或操作，并使用视频监控、传感器等进行持续监控²⁵。

￮流量和液位测量: 在关键液体流和储存罐上安装独立的流量计和液位计，监测物料流动和库存变化²⁵。

•数据核查与分析: 对设施提交的核材料报告数据与 IAEA 独立收集的测量数据进行比对、分析和评估²⁵。 使用统计学方法分析库存差异，识别异常情况²⁵。

•人员 presence: IAEA 检查员可以在设施内驻留，进行持续的核查和监控²⁵。

7.5 不同工艺对核材料衡算与保障监督的挑战与应对

不同的后处理工艺由于其流程、物料形态和固有特性，对核材料衡算与保障监督提出了独特的挑战²⁵⁴⁵。

•PUREX：纯钚流的重点监控:

￮挑战： PUREX 工艺能够分离出高纯度的钚产品，这是制造核武器的关键材料，因此纯钚产品储存区是保障监督的最高优先级区域，对保障监督提出了最严格的要求²⁵。 微量的钚丢失或转移都可能具有扩散风险。

￮应对：对纯钚产品实施最精确的测量（如称重、NDA、化学分析）、最严格的物理保护和最持续的保障监督（如连续视频监控、运动传感器、封记、频繁检查）²⁵。

•UREX+：Actinide Grouping 的非扩散优势与衡算复杂性:

￮挑战： UREX+ 不产生纯钚流，将钚与其他高放射性锕系元素混合，具有固有防扩散优势⁴²¹。 然而，这种混合物成分复杂，包含多种锕系核素和部分裂变产物，对其进行精确的核材料含量和同位素组成测量以及跟踪不同核素（如 Pu vs Am/Cm）的平衡，比测量纯净的铀或钚产品更具挑战性⁴²¹。 复杂的流程和多种试剂也增加了衡算的难度。

￮应对：需要开发和应用能够同时测量多种锕系核素和裂变产物的先进测量技术（如高分辨率伽马谱、中子关联测量、同位素稀释质谱）⁴²⁵。 需要更精细的衡算单元划分和更频繁的过程测量。倚重过程监测数据和先进的数据分析技术。

•PYRO：高温、非水相与批量过程的衡算挑战:

￮挑战： PYRO 工艺在高温熔盐环境中操作，物料形态复杂（熔盐、金属、合金），且多为批量处理³⁴⁵。 高温和高放射性限制了现场检查和接触式测量⁵。 熔盐体系的物料平衡跟踪，特别是溶解和电解过程中元素的动态分布，以及回收产物（如锕系-镉合金）的均匀性和测量，都非常困难⁵。 废物（特别是固化熔盐）中核材料的准确计量也是挑战⁵。

￮应对：倚重适用于高温高放环境的远程、非接触式 NDA 技术⁵。 结合过程监测数据、化学分析（对小样本）和复杂的建模与模拟（如蒙特卡洛模拟核材料行为）进行过程核算⁵。 利用设施的物理隔离和围阻作为保障监督的一部分⁵。 探索新型保障监督技术，如基于区块链的数据管理⁶⁷。

•DUPIC：内在防扩散与衡算难度:

￮挑战： DUPIC 工艺通过不分离化学成分实现极高的内在防扩散性²²⁴。 然而，由于乏燃料和最终燃料具有极高的放射性，整个制造过程在重屏蔽下进行，难以进行直接测量和取样分析²²⁴。 衡算需要依赖对初始乏燃料的测量和对最终燃料产品的间接测量和估算²²⁴。

￮应对：重点放在对初始乏燃料的准确表征和测量²²⁴。 对过程中的物料流进行远程监测²²⁴。 对最终 DUPIC 燃料束进行无损测量和特征分析，与理论计算进行比对²²⁴。 保障监督更多依赖于设计信息核查和过程连续监控²²⁴。

7.6 高级核材料衡算与监控技术发展

为应对新一代后处理工艺的挑战和提升保障监督效率，高级核材料衡算与监控技术正在发展：

•近实时核算 (NRTMA): 通过加密程测量和快速数据分析，显著缩短衡算周期，提高异常情况的检测速度和响应能力²⁵⁴。

•先进数据分析技术: 应用统计学方法、模式识别、机器学习等对大量的过程监测数据和测量数据进行分析，识别可能与核材料转移相关的异常模式⁵。

•集成保障监督系统: 将核材料衡算、物理保护和过程监控的数据集成到一个系统中，实现信息共享和协同响应。

•基于区块链和分布式账本技术 (DLT): 探索利用 DLT 记录核材料流动和核查数据，以提高数据的透明性、不可篡改性和核查效率⁶⁷。

•新型测量技术: 研发适用于高温、高放、复杂化学环境下的高精度、在线或非接触式测量仪器⁵。

7.7 总结

核材料衡算与保障监督是后处理设施的生命线，确保核材料的安全和核不扩散目标的实现。国际框架和各国法规提供了坚实的制度基础。然而，不同后处理工艺的特点对衡算和保障带来了独特的挑战，特别是对于不产生纯钚的新型工艺（UREX+, PYRO）。未来的发展将更加依赖于先进的测量技术、过程监测、数据分析和创新的保障监督理念，以适应复杂工艺和提升监控效率，确保所有和平利用的核材料都在有效控制之下。

第八章安全风险评估与应对体系

核燃料后处理设施处理的是高放射性、高热负荷、化学腐蚀性强的物料，潜在的安全风险多样且严重。建立健全的安全风险评估与应对体系是保障设施和人员安全、保护环境的关键¹²。

8.1 后处理过程的主要安全风险分类与特征

根据国际原子能机构（IAEA）的安全标准（如 SSG-42¹、SSR-4²等），后处理过程的主要安全风险包括：

•临界事故风险：后处理过程中涉及对可裂变材料（铀和钚）的分离、纯化和浓缩。在特定的几何形状、浓度、数量和慢化条件下，这些核材料可能达到临界质量，引发链式反应，释放大量能量和中子辐射，导致临界事故⁴²⁶。 这是后处理设施需要严格控制的首要安全风险。

•放射性物质及核材料泄漏/扩散风险：设施内处理的物料具有极强的放射性。设备故障、操作失误、维护活动、火灾爆炸或自然灾害等都可能导致放射性固体、液体或气体物质从围阻系统中泄漏或扩散到工作区域、厂房或环境中¹⁴²⁷。 这会造成人员辐射照射、环境污染和核材料失控。

•辐射防护风险：即使在正常运行条件下，工作人员也可能因接近放射源、维护设备或处理废物而受到辐射照射⁵²⁸。 如何有效控制工作人员和公众的辐射剂量，是长期存在的挑战。

•火灾与爆炸风险：后处理过程中使用大量的有机溶剂（如 TBP/稀释剂）和其他可燃性或反应性化学品⁶²⁹。 放射性衰变产生热量，辐射作用可能产生易燃气体（如氢气），金属粉末（如铀、锆）也具有可燃性⁶²⁹。 这些因素增加了火灾和爆炸的风险⁶²⁹。 火灾爆炸可能导致放射性物质的释放，甚至引发临界事故⁶。

•设备故障和支持系统失效风险：后处理设施包含大量复杂的机械、电气和控制设备，以及电力、冷却、通风、仪控等支持系统⁷³⁰。 关键设备或支持系统的故障可能导致工艺失控、安全功能失效（如临界控制、冷却、围阻失效），进而引发安全事故⁷³⁰。

•化学危害：除了放射性，工艺中使用的强酸（硝酸）、强碱、氧化剂、还原剂、有机溶剂等化学品本身也具有腐蚀性、毒性或反应性⁸。 可能导致化学灼伤、中毒、设备腐蚀损坏、或引发火灾爆炸⁸。

8.2 后处理设施通用安全设计原则 (IAEA SSG-42, SSR-4, etc.)

为有效应对上述风险，后处理设施的设计遵循一系列通用的核安全设计原则，这些原则体现在 IAEA 的安全标准中¹²⁹¹⁰。

•多重屏障概念 (Multiple Barrier Concept)：这是核安全设计的基础理念，旨在通过设置多道独立且重叠的屏障，层层限制放射性物质的释放²⁴²⁷。 在后处理设施中，屏障通常包括：

a.燃料芯块/废物固化体本身的基质。

b.设备和管道的密封外壳。

c.热室、手套箱等第一级围阻结构。

d.厂房建筑作为第二级或更高级围阻。

e.负压通风系统维持空气流向高活度区域。

•固有安全设计与双重偶发原则 (Inherent Safety & Double Contingency Principle)：

￮固有安全：通过选择不易发生危险的工艺和物料，或通过物理特性限制危险发生的可能性。例如，PYRO 工艺锕系元素共回收的“自保护性”是一种固有防扩散和安全特性³⁴。

￮双重偶发原则：在临界安全设计中至关重要，要求至少需要两个独立的、不大可能同时发生的故障或人为错误才能导致临界事故⁴²⁶。 例如，临界控制设计中可能同时采用限制几何形状和加入中子毒物，两者中的任一个措施都应能独立防止临界。

•防护设计原则 (屏蔽, 距离, 时间, 围阻)：在辐射防护中应用⁵²⁸。

￮屏蔽：使用材料（混凝土、铅）吸收辐射。

￮距离：增加与放射源的距离。

￮时间：减少在高辐射场中的停留时间。

￮围阻：防止放射性物质扩散（与多重屏障概念相关）。

•冗余与多样化设计 (Redundancy & Diversity)：对于关键安全功能（如冷却系统、通风系统、应急电源），设计多个独立或不同原理的系统，确保即使其中一个系统故障，其他系统仍能发挥作用⁷³⁰。

•故障安全设计 (Fail-Safe Design)：系统或组件在发生故障时，应自动转入安全状态⁷³⁰。 例如，冷却系统故障应能自动启动备用冷却源。

8.3 各工艺固有安全特性与主要风险分析

不同后处理工艺由于其操作环境、化学体系和物料形态的差异，具有不同的固有安全特性和侧重风险：

•PUREX：

￮固有安全特性: PUREX 基于成熟的湿法化学，工艺相对稳定，大量运行经验有助于识别和管理风险。

￮主要风险: 临界风险（特别是钚分离和浓缩环节）是重点⁴；大量使用有机溶剂带来的火灾爆炸风险（特别是溶剂降解后）⁶；产生大量高放热废液带来的热量管理和长期储存风险¹⁴；以及处理强腐蚀性硝酸的化学腐蚀风险⁶。

•UREX+：

￮固有安全特性: Actinide Grouping 带来的固有防扩散优势也增强了安全性（产品难以非法获取和转移）⁴²¹。 分离 Cs/Sr 降低了高放废液的热负荷¹²。

￮主要风险: 化学复杂性增加带来的意外反应、沉淀、堵塞风险³²¹；引入多种新型试剂可能带来新的毒性、易燃性或爆炸性风险³²¹；分离出的高热负荷 Cs/Sr 废液需要单独的安全处理³²¹；流程环节多，系统集成和控制难度增加。

•PYRO：

￮固有安全特性: 锕系元素共回收带来的极强固有防扩散优势（产物“自保护性”）³⁴；非水相操作避免了水辐射分解产气和临界风险（熔盐是弱慢化剂）³⁴。

￮主要风险: 高温操作风险³⁴；高温熔盐和金属的化学反应和腐蚀性³⁴；需要严格的惰性气氛控制以防止活性金属氧化和火灾爆炸³⁴；高放射性锕系产物的热量管理和远程处理难度³⁴；设备可靠性和长期运行经验不足带来的系统失效风险。

8.4 安全应对技术措施详情

•临界安全控制技术：

￮几何控制：设备设计采用临界安全几何形状，如环形或狭缝形储罐，直径或厚度小于临界尺寸⁴²⁶。

￮中子毒物：在设备材料（如添加硼的不锈钢）或工艺溶液中加入中子吸收剂（如硼、镉、钆）吸收中子，防止链式反应⁴²⁶。

￮工艺参数限制：严格控制溶液浓度、质量、密度、温度等参数，确保其处于安全范围内⁴²⁶。

￮双重偶发原则：设计至少两道独立的控制措施，即使一道失效，另一道仍能防止临界⁴²⁶。

•围阻与屏蔽技术：

￮热室 (Hot Cells)：处理高放射性物料的关键设备安装在由厚混凝土墙（提供屏蔽）构成的密闭热室中⁴²⁷。 热室内操作通过远程机械手进行。

￮手套箱 (Gloveboxes)：处理中低放射性粉末或物料，提供局部屏蔽和二次围阻⁴²⁷。

￮负压通风系统：厂房各区域维持负压梯度，确保空气从低活度区流向高活度区，防止放射性物质向外扩散⁴²⁷。 尾气经过过滤净化后排放。

•远程操作与自动化控制：在高放射性区域，所有操作、维护和检查都通过远程控制的机器人、机械手、摄像机等设备进行，最大限度减少人员暴露⁶。 高度自动化的控制系统也减少人为错误。

•辐射监测与剂量控制：设施内设置固定式辐射探测器，监测工作区域和环境的辐射水平⁵²⁸。 工作人员佩戴个人剂量计，严格控制个人累积剂量，执行剂量限制和优化原则⁵²⁸。

•火灾探测、隔离与扑灭系统：在高风险区域安装敏感的火灾和烟雾探测器⁶²⁹。 设置防火墙和区域隔离⁶²⁹。 配备适用于化学品和放射性物质火灾的自动灭火系统（如惰性气体、干粉，避免用水可能引发临界）⁶²⁹。

•应急电源与支持系统可靠性：关键安全系统（如冷却、通风、仪控、辐射监测）配备可靠的备用电源（如柴油发电机、不间断电源 UPS），确保在外部供电中断时仍能持续运行⁷³⁰。 支持系统设计具备冗余和多样化。

•化学风险控制：选择与工艺介质兼容的耐腐蚀材料⁶。 严格控制化学试剂的质量、浓度、用量和反应条件⁸。 建立化学品安全管理规程。

•设备老化管理与改造控制：实施全面的设备老化管理计划，定期检查、评估和维修设备，确保其安全功能长期有效¹⁶¹¹。 对设施的任何改造都需进行严格的安全评估，确保不损害现有安全功能¹⁶³⁴。

•运行经验反馈：从国内外后处理设施的运行经验中学习（包括正常运行数据和事故/事件报告），分析经验教训，持续改进安全措施和操作规程³³。

8.5 应急准备与响应体系

完善的应急准备与响应体系是核安全防御的最后一道防线¹⁵。

•预案制定：针对后处理设施可能发生的事故（如临界事故、放射性泄漏、火灾、爆炸、地震等），制定详细、具体、可操作的应急预案¹⁵。 预案明确事故分级、报警程序、应急组织机构、人员职责、响应措施、撤离路线、辐射监测和控制措施、信息通报、与外部救援力量的协调等。

•演练：定期组织内部和联合外部力量（监管机构、地方政府、消防、医疗等）进行全尺寸或专项应急演练，检验预案的有效性，提升人员的应急技能和协同能力¹⁵。

•外部联动：与地方、国家级的应急管理部门建立畅通的沟通渠道和联动机制¹⁵。 在发生需要外部支援的事故时，能够快速获得援助。

8.6 总结

核燃料后处理设施面临多样且严重的固有安全风险，包括临界、放射性泄漏、辐射照射、火灾爆炸、化学危害以及设备故障等。为应对这些风险，设施设计和运行遵循多重屏障、固有安全、双重偶发、防护设计等通用原则。不同工艺具有侧重的风险点，需要针对性地应用临界控制（几何、毒物、浓度）、围阻（热室、手套箱、负压）、屏蔽、远程操作、自动化控制、火灾防护、冗余支持系统等技术措施。完善的应急准备与响应体系是安全体系不可或缺的部分。国外核燃料后处理设施在长期运行中积累了丰富的安全管理经验，并通过持续的技术改进和法规更新，不断提升安全水平。

第九章三废处理与环境影响控制

核燃料后处理过程不可避免地产生大量的放射性废物，包括固体、液体和气体三类。这些废物的安全处理、固化、储存和最终处置，以及控制对环境的影响，是后处理设施运营的关键环节和重要挑战¹²。

9.1 放射性废物分类与特点

根据放射性水平、半衰期和热量产生率，放射性废物通常被分类管理¹²。

•高放废物 (High-Level Waste, HLW)：主要来自 PUREX 工艺第一共去污循环排出的水相（高放废液），以及部分高放固体废物（如乏燃料溶解残渣、热室内的少量高活度部件）¹⁴。 HAW 含有绝大多数裂变产物和次锕系元素，具有极高的放射性、高热负荷和长寿命¹⁴。 需要进行特殊处理和长期隔离。

•中低放废物 (Intermediate-Level Waste, ILW, LLW)：放射性水平低于 HAW¹⁴。

￮中放废物 (ILW)：放射性水平较高，但热负荷相对较低，可能含有一定量的长寿命核素¹⁴。 包括废旧的反应堆部件、后处理厂的某些过程废物（如离子交换树脂、沉淀物）、过滤介质、受污染的设备等¹⁴。

￮低放废物 (LLW)：放射性水平低，主要含有短寿命核素或低浓度的长寿命核素¹⁴。 包括受污染的工具、衣物、纸张、建筑垃圾等¹⁴。

•气体废物：后处理过程产生的放射性气体和气溶胶¹⁴。 包括裂变气体（⁸⁵Kr, ¹³³Xe）、挥发性核素（³H, ¹⁴C, ¹²⁹I）、放射性碘化物、以及夹带的放射性颗粒物¹⁴。

•废有机溶剂：特别是 PUREX 工艺中使用的 TBP/稀释剂，在辐射下会降解并受到污染¹⁴。

9.2 主要废物处理与固化技术

放射性废物在最终处置前需要进行处理和固化，以减小体积、降低迁移性并增强长期稳定性²³⁵。

•高放废液处理与固化：

￮处理： HAW 通常首先在不锈钢罐中储存一段时间进行冷却，降低热负荷，然后进行浓缩¹⁴。

￮玻璃固化技术 (Vitrification)： 这是目前全球处理 HAW 的主流技术¹⁴³⁵。

▪流程：将浓缩后的 HAW（通常先脱硝）与玻璃形成体（如硼硅酸盐玻璃粉）混合，送入高温熔炉（如陶瓷熔炉或感应熔炉）在 1000-1200°C 下熔融¹⁴³⁵。 放射性核素被固定在玻璃基质中。

▪产品特性：熔融的玻璃液倒入不锈钢罐（通常称为废液罐，Canister）中冷却固化，形成玻璃体¹⁴³⁵。 硼硅酸盐玻璃体具有良好的化学稳定性、极低的浸出率、较高的机械强度，能够长期稳定地包容放射性核素，体积也大幅减小（例如，相较于原始 HAW 体积可减小到原来的 1/5）¹²³⁵。 这些玻璃体罐是最终进入地质处置库的主要形式。

￮Synroc 等其他固化方法： Synroc 是一种基于多种天然矿物的陶瓷固化体，能够将放射性核素结合在其晶体结构中，具有极好的抗浸出性，特别适合固定锕系元素和长寿命裂变产物¹²²³²。 Synroc 技术仍处于研发或示范阶段，尚未像玻璃固化那样广泛应用²¹²³²。

•中低放固体废物处理：

￮焚烧 (Incineration)： 对可燃性中低放固体废物进行焚烧，大幅减小体积，得到的灰烬再进行固化²¹³³⁵。

￮压实 (Compaction)： 对不可燃性固体废物进行压实，减小体积²¹³³⁵。

￮切割与去污 (Cutting & Decontamination)： 对大型或复杂的废旧设备进行切割拆解，并进行去污处理，降低放射性水平，以便分类处理和处置²¹³³⁵。

•中低放液体废物处理：

￮蒸发 (Evaporation)： 浓缩低放射性液体，减少体积，蒸发出的水蒸气经净化处理后可排放²¹³³⁵。

￮离子交换 (Ion Exchange)： 使用离子交换树脂吸附溶液中的放射性离子²¹³³⁵。

￮化学沉淀 (Chemical Precipitation)： 加入化学试剂使放射性核素形成不溶性沉淀，然后通过过滤或离心分离²¹³³⁵。

处理后的液体经检测达标后排放，或进一步固化（如水泥固化、沥青固化）²¹³³⁵。

•废有机溶剂处理：废弃的有机溶剂（如 PUREX 的 TBP/稀释剂）具有放射性和化学危险性¹⁴。 通常采用焚烧将其转化为灰烬和气体，再对灰烬和尾气进行处理¹⁴。 也可采用化学分解方法。

9.3 各后处理工艺的废物特点与处理方案对比

不同后处理工艺产生的废物在种类、组分和数量上有所差异，影响其处理方案¹²。

•PUREX 废物的种类与处理重点: PUREX 工艺产生大量高放废液，这是其主要废物形式¹⁴。 HAW 含有几乎所有裂变产物和次锕系元素¹⁴。 处理重点是将 HAW 进行玻璃固化¹⁴。 此外还产生金属包壳、溶解残渣、废有机溶剂、以及大量中低放固体和液体废物¹⁴。

•UREX+ 废物的特点与处理优化: UREX+ 工艺的目标是优化废物管理¹²²¹。

￮废液组分变化: 如果 UREX+ 成功分离了 Cs/Sr，主要的高放废液（不含 U, Tc, Cs, Sr）热负荷将显著降低¹²²¹。 这使得对剩余废液的储存和玻璃固化（或采用其他固化方法）更为灵活和安全¹²²¹。

￮新增废液流: 分离 Cs/Sr、Am/Cm 等核素会产生新的单独的废液流¹²²¹。 这些废液根据其放射性特点需要专门的处理和固化方案³²¹。 富含 Cs/Sr 的废液热负荷极高，处理难度大³；富含 Am/Cm 的废液如果用于嬗变，则不作为最终废物处理；但如果未嬗变或产生新的废物，其长期毒性很高，处理和处置需特别考虑。

￮新型试剂废物: 使用多种新型萃取剂和试剂可能产生新的废物种类，其处理和处置需要评估²¹。

•PYRO 废物的特点与处理优势: PYRO 工艺产生的废物与湿法不同³⁴。

￮主要废物：主要高放废物是含有裂变产物的熔盐废液³⁴。

￮处理优势：通过将熔盐固化为陶瓷或金属基质，可以有效地将放射性核素固定，且废物体积通常比玻璃体更小³⁴⁵⁰。

￮其他废物：包括金属包壳、电极残渣、废弃设备等，以及少量气体废物。

￮热量管理： PYRO 回收所有锕系元素，因此留给废物的锕系元素较少，但熔盐中可能含有高热负荷的裂变产物 Cs 和 Sr，需要有效固化³⁴。

9.4 气体废物处理与环境排放控制

后处理设施尾气处理是防止放射性物质进入大气环境的关键屏障¹⁴。

•挥发性核素 (³H, ¹⁴C, ⁸⁵Kr, ¹²⁹I) 的产生与捕集技术:

￮溶解乏燃料会释放溶解在燃料基质或包壳中的氚 (³H) 和碳-14 (¹⁴C)，以及气体形式的裂变产物（如⁸⁵Kr, ¹³³Xe, ¹²⁹I）¹⁴。

￮³H: 主要以氚化水蒸气形式存在，难以有效捕集，通常稀释后高空排放¹²。 有研究尝试通过同位素交换将氚转移到更容易处理的介质中。

￮¹⁴C: 主要以 ¹⁴CO₂ 形式存在，难以有效捕集，通常稀释后高空排放¹²。 研究尝试通过吸收剂（如碱性溶液）捕集。

￮⁸⁵Kr: 惰性气体，化学性质不活泼，难以捕集¹⁴。 大多数设施选择稀释后高空排放¹²。 少数技术研究采用低温蒸馏等方法进行捕集和储存¹²。

￮¹²⁹I: 碘具有挥发性，可能以 I₂ 或有机碘化物形式存在¹⁴。 可以通过吸附剂（如银沸石 AgX）或吸收剂（如硝酸汞或碱性溶液）进行捕集¹⁴。 国际上对¹²⁹I 的排放控制越来越严格，因为其半衰期长（约1600万年），对长期环境影响较大。

•HEPA 过滤与其他颗粒物去除: 尾气需要经过多级高效的 HEPA 过滤器，去除放射性气溶胶和微小颗粒物¹⁴。 在进入 HEPA 过滤器前，可能还需要通过洗涤塔或预过滤器去除酸雾、氮氧化物和较大颗粒物。

•烟囱排放与环境监测: 净化处理后的尾气通过高烟囱排放到大气中，以利于稀释扩散¹⁴。 烟囱顶部安装有连续监测设备，实时监测排放尾气中的放射性活度、流量和核素组成，确保排放浓度远低于国家和国际法规限值¹⁴。 同时，对厂区周围的大气、水体、土壤、植被、农产品等进行持续的环境监测，评估设施运行对环境的实际影响¹⁴。

9.5 环境影响评估与监测

核燃料后处理设施对环境的潜在影响是公众关注的焦点，需要进行全面的评估和持续的监测¹⁴。

•放射性物质在环境中的迁移与扩散: 从烟囱和水体排放口释放的放射性物质会进入环境介质，并通过大气扩散、水体流动、土壤吸附、生物累积等途径迁移扩散¹⁴。 需要建立环境模型预测其行为。

•对水体、大气、土壤和生物圈的影响: 评估和监测后处理设施运行对周围水体（河流、湖泊、海洋）、大气、土壤以及生活在其中的植物和动物（生物圈）的放射性影响¹⁴。 重点评估关键核素（如³H, ¹⁴C, ⁸⁵Kr, ¹²⁹I, ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs, 钚和次锕系元素）的影响。

•环境监测计划与法规要求: 设施需要制定详细的环境监测计划，按照国家法规和国际标准的要求，在厂区内外布设采样点，定期采集环境样品进行放射性分析¹⁴。 监测数据需要向监管机构报告并定期向公众公开。

•后处理设施对环境的长期影响案例分析: 分析历史后处理场址（如美国汉福德、俄罗斯 Mayak、英国 Sellafield）的长期环境遗留问题（如地下水污染），吸取教训，改进当前的废物管理和环境控制措施¹²。

9.6 总结

核燃料后处理过程产生的高放废液需要通过玻璃固化等技术转化为稳定形式进行长期隔离处置。中低放废物和废气也需要通过多种物理、化学方法进行处理和净化，以减小体积、降低活度、去除有害核素，使其满足安全处置或环境排放标准。不同后处理工艺（PUREX, UREX+, PYRO）在废物种类和处理侧重点上有所差异，新一代工艺旨在通过分离长寿命核素来优化废物管理。严格的环境排放控制和持续的环境监测是确保后处理设施对环境影响最小化的关键措施。废物的长期安全处置，特别是高放废物的地质处置，是整个核燃料循环面临的共同挑战。

第十章宏观驱动、制约因素与未来发展趋势

核燃料后处理技术的发展并非孤立的技术进步，而是受到多重宏观因素的驱动和制约，其未来走向也与全球能源、安全和环境格局紧密相关。

10.1 技术路线选择与设施建设的宏观驱动因素

•国家能源安全与自给需求：对于核能依赖度高或缺乏天然铀资源的国家（如法国、日本），后处理被视为提高铀资源利用率、增强能源自主性和减少对外燃料供应依赖的关键手段¹²。 通过回收铀和钚并循环使用，可以从有限的天然铀中提取更多能量。

•铀资源高效利用与燃料循环闭合战略：在全球铀资源有限的长期背景下，后处理是实现核燃料循环闭合、充分利用²³⁸U 和乏燃料中钚，并为未来快中子反应堆提供燃料的关键技术¹²。 这是许多核能发展大国（如俄罗斯、中国、法国）的长期战略目标。

•国防安全与核武器生产需求 (历史驱动)：如前所述，后处理技术的起源主要由核武器计划驱动，早期设施建设（如美国汉福德、萨凡纳河，俄罗斯 Mayak，法国 Marcoule）是为了提取武器级钚¹²²⁴。 尽管民用后处理不再以此为直接目标，但历史遗产和技术能力仍与国防安全存在关联。

•放射性废物减量化与毒性降低目标：后处理可以将乏燃料体积减小，并可能通过分离长寿命核素用于嬗变，从而降低最终需要地质处置的废物量和长期放射性毒性¹²。 这是提升核能环境可持续性的重要目标。

10.2 后处理设施发展与技术推广的制约因素

•巨大的经济成本与投资门槛：后处理设施建设和运营成本极高。大型后处理厂的建设投资达数十亿甚至上百亿美元，运营维护成本也高于乏燃料的临时储存或直接处置²¹²²。 在天然铀价格低迷时期，后处理的经济性往往不如直接处置有吸引力²¹²²。 这是许多国家（如美国、英国近年）暂停或关闭商业后处理的主要原因之一²¹²²。

•严格的核不扩散国际法规与政治压力：后处理产生或分离钚，而钚是制造核武器的关键材料，这使得后处理成为国际社会高度关注的敏感领域²¹²⁵。 《核不扩散条约》（NPT）及 IAEA 保障监督体系对后处理活动提出了严格要求²⁵。 非核武器国家开展后处理需接受全面保障监督，一些国家还面临双边协定（如美韩“123 协议”）的额外限制²²²³。 国际政治压力和不信任感是后处理技术推广和国际合作的重要制约。

•技术本身的复杂性与成熟度差异：PUREX 工艺虽成熟，但处理高燃耗燃料、解决溶剂降解仍有挑战¹⁴。 UREX+ 和 PYRO 等新一代工艺虽具潜力，但技术复杂、集成难度大、工业规模运行经验不足，距离商业化应用尚需时日³²¹。

•公众对核安全和环境问题的接受度：公众对核设施（包括后处理厂）的安全风险、放射性排放、废物运输和处置存在担忧²¹²²。 历史事故（如三里岛、切尔诺贝利、福岛、以及后处理厂自身的小事故）加剧了公众不信任感²¹。 设施选址、建设和运营常受到公众反对和政治阻力（如日本六所村后处理厂的长期延迟）²²。

•国内法规与审批流程：各国对核设施的安全和环境监管法规日益严格²²。 后处理设施的许可和审批流程漫长且复杂，需要进行详尽的安全和环境影响评估。

10.3 国际合作与政策影响

•《核不扩散条约》(NPT) 与 IAEA 保障监督：NPT 是国际核不扩散体系的基石，其第三条要求非核武器国家接受 IAEA 的保障监督，核实核材料未转用于核武器²⁵。 IAEA 的全面保障监督（特别是对后处理设施的监督）是国际社会接受后处理活动的前提²⁵。 附加议定书进一步增强了 IAEA 的核查能力。

•双边协定与技术转让限制：一些国家之间关于核合作的双边协定（如美国与多个国家签订的“123 协议”）可能包含对后处理活动、乏燃料储存或核材料转移的限制或同意权²²。 这会影响相关国家在后处理技术路线和设施建设上的选择（如韩国受美韩协议影响）²²²³。 敏感技术的国际转让受到严格限制。

•国际核燃料中心倡议等合作模式：为应对核扩散风险，曾有建立国际核燃料银行、多边乏燃料储存中心或由国际机构/国家集团运营的国际核燃料循环中心（包括后处理和燃料制造）的倡议（如俄罗斯和美国曾提出的相关倡议）²¹²³。 这种模式旨在通过多边控制和国际保障，集中开展敏感活动，降低扩散风险。尽管具体实施模式仍具挑战，但体现了通过国际合作加强防扩散的努力方向。

10.4 未来技术发展趋势

•与第四代反应堆的耦合 (快堆, 熔盐堆)：未来核能发展的一个重要方向是第四代反应堆系统，特别是快中子反应堆³⁴。 快堆与后处理相结合，能够形成完整的闭式燃料循环，充分利用铀资源并实现对锕系元素的嬗变，大幅降低最终废物的长期危害³⁴。 未来的后处理技术发展将更加紧密地围绕快堆的需求，例如能够处理高燃耗快堆燃料，并回收所有锕系元素的 PYRO 工艺或其他湿法改进工艺³⁴。

•全锕系元素回收与嬗变技术：未来的后处理目标不再仅仅是回收铀和钚，而是将所有超铀元素（Np, Pu, Am, Cm）甚至部分长寿命裂变产物从乏燃料中分离出来²¹²²。 这些核素将被制成嬗变燃料，在快堆、加速器驱动次临界系统（ADS）等装置中进行辐照，转化为短寿命或稳定核素²¹²²。 这将是实现放射性废物“最小化”和“毒性降低”的关键。UREX+、GANEX、PYRO 等工艺都旨在实现锕系元素的分组或整体回收²¹²³⁴。

•干法/电化学后处理技术的商业化前景：PYRO 等干法/电化学后处理技术具有固有的防扩散优势、紧凑性以及适应高燃耗燃料的特点³⁴。 随着研发的推进，其在大规模应用中的可靠性、经济性和安全性有望得到验证。虽然目前仍处于示范阶段，但被许多国家视为未来重要的技术路线，特别是与快堆配套应用³⁴。

•模块化、小型化后处理理念：相较于当前超大型的后处理厂，未来可能出现更小规模、更灵活、更接近反应堆场址的模块化或小型化后处理设施³⁴。 这样可以减少乏燃料的运输，降低运输风险和成本，并可能更灵活地适应不同堆型的需求³⁴。

•自动化与智能化水平提升：为了应对高放射性环境和提高运行效率及安全性，未来的后处理设施将进一步提升自动化和智能化水平⁶。 包括更先进的远程操作设备、机器人、人工智能在过程控制、设备维护和安全监控中的应用等⁶。

10.5 结论性分析：核燃料后处理的战略地位与挑战

核燃料后处理在实现铀资源高效利用、减少核废物和支撑未来先进核能系统方面具有不可替代的战略地位。它将核燃料循环从“开式”转向“闭式”，开启了核能可持续发展的另一条路径。

然而，后处理的发展也面临着巨大的挑战：

•经济性挑战：在当前市场环境下，后处理及其配套的 MOX 燃料制造成本高昂，经济吸引力不足。

•防扩散挑战：回收和使用钚带来的潜在核扩散风险是国际社会持续关注的焦点。

•技术挑战：处理高燃耗燃料、开发新一代高防扩散工艺和干法技术、集成复杂流程等都需要大量的研发投入和时间。

•安全与环境挑战：确保高放射性、高化学危险性设施的长期安全运行，管理和处置不同类型的放射性废物，控制环境排放，需要持续的技术投入和严格的监管。

•公众与政治挑战：获得公众接受和政治支持是建设和运营后处理设施的必要条件，但往往是最大的障碍。

未来核燃料后处理的发展将是一个在战略需求、经济可行性、技术进步、安全保障和国际政治等多重因素博弈中前进的过程。其成功将取决于能否在技术上实现突破（特别是全锕系回收和干法技术）、在经济上找到更具竞争力的模式、在防扩散上建立更强的国际信任和保障体系，并在安全和环境管理上赢得公众的信任。

第十一章结论

本报告对国外核燃料后处理领域进行了全面的研究，得出以下主要结论：

•国外后处理发展历史的关键阶段与特点：核燃料后处理起源于军事需求，经历了从低效率高废物量的沉淀法（磷酸铋）到实现连续操作但溶剂有缺陷的 REDOX 工艺的演进。PUREX 工艺的诞生（基于 TBP 溶剂萃取）是后处理技术的里程碑，凭借其高效、可靠和废物量相对低的特点，成为并至今仍是全球商业后处理的主流技术，在法国拉海格等设施大规模应用。在 PUREX 时代后期，出于防扩散、废物管理和未来反应堆需求，发展了以 UREX+ 系列（如 UREX+1a, COEX, GANEX）为代表的湿法改进工艺（旨在锕系群分、避免纯钚、分离特定核素）和以 PYRO 为代表的电化学干法工艺（适用于快堆燃料，锕系共回收，固有防扩散）。

•PUREX 的核心地位与先进工艺的研发方向： PUREX 工艺技术成熟，工业经验丰富，能高效回收铀钚，但其产生纯钚流带来防扩散挑战。新一代工艺的研发方向主要集中在提高防扩散性（通过锕系元素共同回收）、优化废物管理（分离长寿命核素用于嬗变，减小废物量和毒性）以及适应未来新型反应堆（如快堆）的需求。

•主要国家的后处理战略与实践差异显著：

￮美国在满足军事需求后，出于防扩散考量暂停了民用商业后处理，但保留研发先进防扩散技术（如 UREX+, PYRO）。

￮法国将后处理视为能源战略核心，通过拉海格厂实现了 PUREX 的大规模商业化和与 MOX 燃料循环的紧密耦合，是全球商业闭式循环的典范。

￮英国拥有悠久的历史，但受经济和环境因素影响，已基本停止商业后处理。

￮俄罗斯湿法和干法并重，积极发展后处理以支撑其快堆燃料循环战略，并推进新的大规模设施建设。

￮日本致力于建立自主后处理能力（六所村），但面临诸多挑战，其钚利用政策受到高度关注。

•安全、保障与废物管理的关键挑战及应对：

￮安全：后处理面临临界、放射性、化学、火灾等风险，通过多重屏障、固有安全、双重偶发、远程操作、自动化和严格流程控制应对。不同工艺有其侧重风险。

￮保障监督：对核材料的精确衡算和独立保障监督是防止扩散的关键。PUREX 的纯钚流是监控重点，而 UREX+ 的锕系分组和 PYRO 的高温批量操作对衡算和监测提出新的技术挑战，需要先进技术（如近实时核算、非接触测量）应对。

￮废物管理：高放废液需通过玻璃固化等技术稳定化。中低放废物和气体废物需处理净化，确保环境安全。新工艺旨在通过废物组分调控优化处置。

•影响后处理发展的宏观因素：后处理的技术路线选择、发展速度和设施建设受国家能源安全、资源利用战略、国防需求（历史）、核不扩散政策、巨大的经济成本、技术成熟度、公众接受度、国内法规和国际合作等多种宏观因素的共同驱动和制约。

总之，核燃料后处理是核能可持续发展的重要支撑，也是一个充满挑战的领域。未来需要通过持续的技术创新、审慎的经济评估、严格的安全保障以及广泛的国际合作与公众沟通，平衡资源利用、安全、防扩散和环境目标，探索符合各国国情和全球可持续发展要求的后处理发展路径。

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[29] IAEA, Fire Protection and Explosion Prevention in Nuclear Fuel Cycle Facilities, SSR-4, paras 6.55-6.79

[30] IAEA, Loss of Support Systems in Nuclear Facilities, SSR-4, para. 6.80-6.89

[31] IAEA, Safety Assessment for Facilities and Activities, GSR Part 4 (Rev.1), 2016

[32] IAEA, Predisposal Management of Radioactive Waste, GSR Part 5, 2009; Regulatory Control of Radioactive Discharges to the Environment, WS-G-2.3

[33] IAEA, Operating Experience Feedback for Nuclear Installations, SSG-50, 2018

[34] IAEA, Control of Modifications and Management of Change, SSR-4 [1], paras 9.35-9.59

[35] Treatment and Conditioning of Nuclear Waste - https://world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/nuclear-waste/treatment-and-conditioning-of-nuclear-wastes

[36] New IAEA Report Presents Global Overview of Radioactive Waste and Spent Fuel Management - https://www.iaea.org/newscenter/news/new-iaea-report-presents-global-overview-of-radioactive-waste-and-spent-fuel-management

[37] Nuclear Fuel Cycle - 1982, Nuclear Fuel Cycle Optimization - https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/B9780080287317500076

[38] Nanomaterials-Enhanced Electrically Switched Ion Exchange Process for Water Treatment - 2014, Nanotechnology Applications for Clean Water (Second Edition) - https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/B9780124158010000173

[39] Understanding nuclear fuel recycling - Orano (PDF)

[40] CLOSING THE NUCLEAR FUEL CYCLE: REPROCESSING (PDF)

[41] PUREX - Wikipedia - https://en.wikipedia.org/wiki/PUREX

附录

附录 A：主要后处理设施列表与关键参数

国家

设施名称

主要工艺

运行状态

年处理能力 (吨HM/年)

燃料类型

备注

美国

H Canyon (SRS)

PUREX

运行 (军用)

小规模

金属燃料等

军事用途

West Valley

PUREX

已关闭/退役

300 (历史)

LWR 氧化物

商业尝试，已退役

Barnwell

PUREX

未运行/基本建成

1500 (设计)

LWR 氧化物

商业尝试，因政策停滞

法国

La Hague (UP2/3)

PUREX

运行 (商业)

1700

LWR 氧化物

全球最大商业厂，耦合 MOX 燃料制造

Marcoule (UP1)

PUREX

已关闭/退役

少量 (历史)

GCR 金属燃料

军事用途，已退役

英国

Sellafield (B205)

PUREX

已关闭

1500 (历史)

Magnox 金属

已停运

Sellafield (THORP)

PUREX

已关闭

900 (历史)

LWR/AGR 氧化物

已停运

俄罗斯

Mayak RT-1

PUREX

运行

400

VVER-440 等

Zheleznogorsk RT-2

PUREX

建设中

3000 (规划总)

VVER-1000+ 等

分阶段建设

俄干法试验设施

PYRO 等

研发/示范

小规模

快堆燃料等

支持快堆闭式循环

日本

Tokai

PUREX

已关闭

90 (历史)

LWR 氧化物

小规模，已停运

Rokkasho

PUREX

建设中/将投运

800

LWR 氧化物

基于法国技术，面临挑战

印度

Tarapur, Kalpakkam等

PUREX

运行

100/厂 (示例)

PHWR/LWR 等

部分设施未全面保障监督

中国

中试设施 + 规划

PUREX +

运行 + 规划

小规模 + 大规模规划

多种

规划建设大型商业厂

韩国

N/A

UREX+/PYRO

研发

无

N/A

受美韩协定限制，无商业后处理设施

附录 B：主要后处理工艺流程

B.1 PUREX 工艺简化流程概念

乏燃料组件剪切 -> 溶解器 (硝酸溶解) -> (溶液) -> 共去污循环 (萃取) [水相出：高放废液] -> (有机相) -> 分离循环 (还原反萃 Pu) [水相出：钚产品] -> (有机相) -> 铀反萃取 [水相出：铀产品] -> (有机相回用) -> 钚产品纯化 -> 钚转化 (PuO₂) -> 铀产品纯化 -> 铀转化 (UO₂/UO₃)。

B.2 UREX+ (示例性 UREX+1a 理念) 工艺简化流程概念

乏燃料组件剪切 -> 溶解器 -> (溶液) -> UREX 循环 (萃取 U/Tc) [水相出：含 Pu, Np, Am, Cm, Cs, Sr, Ln等] -> (有机相出 U/Tc) -> U/Tc 回收 -> (UREX 水相) -> Cs/Sr 分离循环 [水相出：含 Pu, Np, Am, Cm, Ln等] -> (有机相出 Cs/Sr) -> Cs/Sr 处理 -> (含 Pu, Np, Am, Cm, Ln 水相) -> TRUEX/DIAMEX 循环 (萃取锕系/镧系) [水相出：中放废液] -> (有机相出 锕系/镧系) -> SANEX 循环 (分离 Am/Cm 与 Ln) [水相出：含 Ln] -> (有机相出 Am/Cm) -> Ln 处理 -> Am/Cm 产品 (用于嬗变)。

B.3 PYRO 工艺简化流程概念

乏燃料组件去包壳 -> (氧化物燃料) 金属化还原 或 (金属燃料) 直接溶解 -> (熔盐溶液) -> 电解槽 (电解精炼) [阳极：乏燃料金属溶解; 阴极：U 或 U/TRU 共同沉积] [熔盐：含裂变产物] -> (阴极沉积物) -> 镉蒸馏 (如果使用液态镉阴极) -> 锕系金属产物 (用于燃料制造) -> (含裂变产物熔盐) -> 熔盐净化/再生 -> 固化处理为熔盐废物。

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